Модель системы управления режима пуска уровнем в компенсаторе давления - YPC03 на базе программно-технического комплекса

Введение 6
ГЛАВА 1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР 8
1.1 Практическое использование ядерной энергии 9
1.1.1 Основные физические процессы энерговыделения 9
1.1.2 Тепловые контуры на АЭС 10
1.2 Система компенсации давления в первом контуре 12
1.2.1 Система компенсации давления первого контура 12
1.2.2 Назначение КД в реакторной установке 17
1.2.3 Технические данные КД 19
1.2.4 Конструкция КД 21
1.3 Основные термины теории автоматического управления 24
1.3.1 Основные элементы автоматического регулирования 26
1.3.2 Реакция систем автоматического управления 27
1.3.3 Закон регулирования 28
1.4 Системы автоматического регулирования на АЭС с реактором ВВЭР-1000 30
1.4.1 Системы контроля и управления на АЭС 31
1. Системы реакторного отделения (СКУ РО) 31
2. Системы турбинного отделения (СКУ ТО) 31
3. Системы вентиляции (СКУ В) 31
4. Системы спецводоочистки (СКУ СВО) 31
1.4.2 Основные характеристики регулирования давления в 1-м контуре 33
1.4.3 Основные характеристики регулирования давления в 2-м контуре 35
1.4.4 Важные регуляторы СКУ РО 36
ГЛАВА 2 Модель системы управления режима пуска уровнем в компенсаторе давления - YPC03 на базе программно-технического комплекса. 38
2.1 YPC03 - пусковой регулятор уровня в КД 38
2.2 Постановка задачи 41
2.3 Программно-технические средства ТПТС 42
2.3.1 Программно-технические средства ПКТ ТПТС-ЕМ 42
2.4 Функция обеспечения безопасности 46
2.5 Шина EN 46
2.6 Коммутаторы. Средства Коммуникации 48
ГЛАВА 3. МОДЕЛЬ ОБЪЕКТА УПРАВЛЕНИЯ УРОВНЯ ВОДЫ В КОМПЕНСАТОРЕ 48
3.1 Модель участка уровня однородной смеси 48
3.2 Разработка модели объекта управления 52
3.2.1 Общие сведения об аналитических моделях объекта управления (ОУ) 52
3.2.2 Принципиальная схема и физические процессы на участке ОУ 53
3.2.3 Составление математической модели ОУ 55
3.3 Определение динамических параметров ОУ 59
3.4 Исполнительный механизм (регулирующий орган) 61
3.5 Реализация и проверка модели ОУ и ИМ в MatLab/Simulink 63
ГЛАВА 4 ИССЛЕДОВАНИЕ МОДЕЛИ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ В РЕАЛЬНОМ ВРЕМЕНИ............... 68
4.1 Системы управления с базами данных в реальном времени 68
4.2 Кодификация ОУ и ИМ в среде MikBASIC 69
4.4 Настройка и исследование влияния регулятора на качество регулирования 75
4.4.1 Пропорциональный компонент регулятора YPC-03 76
4.5 Исследование устойчивости системы при наличии возмущений 80
4.6 Разработка и описание ЧМИ 81
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 84
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ 85

Весь текст будет доступен после покупки

Атомная энергетика является одним из долгосрочных и относительно дешевых источников энергии, что особенно важно для современной цивилизации, которая уже сейчас сталкивается с дефицитом энергетических ресурсов. На сегодняшний день атомная энергетика считается одним из лучших вариантов для производства электроэнергии. Она не только оказывает минимальное воздействие на окружающую среду, но и является более экономически выгодной по сравнению с другими источниками энергии с учетом соотношения стоимости и производимой мощности.
Преимущества ядерной энергетики
1. Высокая энергоемкость используемого топлива.
Один килограмм урана, обогащенного до 4%, при полном выгорании выделяет количество энергии, эквивалентное сжиганию приблизительно 100 тонн высококачественного каменного угля или 60 тонн нефти.
2. Возможность повторного использования топлива (после регенерации).
Расщепляющийся материал может быть использован повторно, в отличие от золы и шлаков, остающихся от органического топлива. С развитием технологий реакторов на быстрых нейтронах возможен переход на замкнутый топливный цикл, что исключает образование отходов.

3. Ядерная энергетика не способствует парниковому эффекту.
Атомные станции в Европе ежегодно предотвращают выброс 700 миллионов тонн CO2. В России действующие АЭС предотвращают ежегодный выброс 210 миллионов тонн углекислого газа в атмосферу. Таким образом, развитие ядерной энергетики можно считать одним из способов борьбы с глобальным потеплением.

Весь текст будет доступен после покупки

ГЛАВА 1 ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

1.1 Практическое использование ядерной энергии
1.1.1 Основные физические процессы энерговыделения
В основе работы любой атомной электростанции лежит процесс управляемого деления атомных ядер. Это происходит в ядерном реакторе, который является сердцем АЭС. В результате контролируемой цепной реакции выделяется огромное количество тепловой энергии. Интенсивность этой реакции регулируется стержнями, поглощающими избыточные нейтроны.
Проходя через активную зону, вода охлаждает тепловыделяющие сборки и нагревается до 320 °C. Затем через сеть теплообменных трубок в парогенераторе, она передает тепло воде второго контура, не соприкасаясь с ней, что исключает возможность выхода радиоактивных веществ за пределы реакторного зала. Вода второго контура, превращаясь в пар, приводит в движение турбины, которые преобразуют это вращение в электрический ток.
На атомных электростанциях тепло генерируется в процессе деления атомов, обычно тяжелых элементов, таких как уран и плутоний. Это тепло передается теплоносителю, чаще всего воде, которая затем транспортируется в парогенератор. В парогенераторе образуется пар второго контура, который используется для работы турбинной системы [3].

Весь текст будет доступен после покупки

1. Аксенов, В. Автоматизированные системы управления технологическим процессом атомных электростанций / В. Аксенов, С. Батраков, В. Василенко. – Москва : Издательство Политехнического университета, – 2007. – 309 с
2. Зверков, В. Автоматизированная система управления технологическими процессами АЭС. – Москва: Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2013. – 558с.
3. Зорин В. М. Атомные электростанции - учебное пособие. – Москва: Издательский дом МЭИ, 2012. – 672с.
4. Маргулова Т.Х. Подушко Л.А. Атомные электрические станции - Учебник для техникумов. – Москва: Энергоиздат, 1982. – 264с.
5. Денисов В. П. Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. – Москва: ИздАТ, 2002. – 480с.
6. Макаров, И.М. Линейные автоматические системы (элементы теории, методы расчета и справочный материал) - учебное пособие. – Москва: Машиностроение, 1982. – 504с.
7. А.А. Тямалов, Я.А. Дубченко особенности управления технологическими параметрами системы компенсации давления АЭС с реактором ввэр-1000.
8. Андрушечко С.А., Афров А.М., Васильев Б. Ю., Генералов В.Н., Косоуров К.Б., Семченков Ю. М., Украинцев В.Ф. Логос, АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 - От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. – Москва: 2010. – 604с.
9. Зверков В.В. Программно-технические комплексы АСУТП АЭС. Функциональные и структурные решения - Учебное пособие. – Москва: НИЯУ МИФИ, 2018. – 132с.

Весь текст будет доступен после покупки