Модернизация системы измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок
Введение
Измерения температуры являются необходимой составляющей при испытаниях ядерно-энергетических установок для обеспечения их безопасной и эффективной работы. Это связано с тем, что ядерные реакторы работают при очень высоких температурах, что может привести к серьезным последствиям, если температура не будет контролироваться в режиме реального времени.В данном контексте особенно важно обеспечение безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Все части реактора, включая топливные элементы, должны быть надежно защищены от повреждений, которые могут произойти при высоких температурах. Измерения температуры помогают операторам контролировать работу реактора и уменьшить риск аварийных ситуаций, которые могут привести к разрушению реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.Кроме того, температурные измерения необходимы для улучшения эффективности работы установки и осуществления процессов контроля, управления и регулирования технологического процесса. Контроль за температурой позволяет выявлять возможные неисправности и проблемы в работе установки, что позволяет эффективнее использовать ее ресурсы, уменьшить возможные потери, определить состояние различных частей установки и помочь операторам выбрать оптимальные методы контроля и управления системой.
Содержание
1. НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКАЯ ЧАСТЬ ПРОЕКТА
1 Научный обзор и состояние изученности по направлению научных исследований
1.1 Существующие методы измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок
1.2 Выявление нерешенных проблем в системе измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок и исследование возможных способов решения………...8
1.1.3 Теоретическое исследование решения проблемы в системе измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок………………………………………….14
1.2 Методика повышения точности системы измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок…………………………..16
1.3 Теоретическое и экспериментальное исследование решения проблемы повышения точности системы измерения температуры при испытаниях ядерно-энергетических установок……………………………………………..21
1.4 Анализ результотов исследования……………………………...33
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
Список литературы
1.Pioro I., Duffy R., Pioro R. Fundamental Issues Critical to the Success of Nuclear Projects // Woodhead. 2022. Vol. 78, no. 2. pp. 24-33. https://doi.org/10.1016/B978-0-08-102472-0.00009-5
2.Yujie S., Tengfei Y., Xiang C., Changzhi C. Emergency evacuation time model of nuclear power plant pedestrians // Progress in Nuclear Energy. 2023. Vol. 157, no. 1. pp. 1-4.https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104565
3. Kiser L., Otero L. D. Multi-criteria decision model for selection of nuclear power plant type // Progress in nuclear energy. 2023. Vol. 159, no. 4. pp. 12-22.https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104647
4.Liu Y., Zhao Z., Wang Y., Zhao F., Lu D., Cao Q. Dynamic response of a multi-point mooring cylindrical floating nuclear power platform carrying a small-scale reactor // Ocean engineering. 2023. Vol. 267, no. 1. pp. 6-13.https://doi.org/10.1016/j.oceaneng.2022.113121
5.Dong Z. F., Ma L. L., Jia J. Y., Wu H., Jia P. C. Assessment and design of nuclear power plant structures under external explosions // Annals of Nuclear Energy. 2023. Vol. 180, no. 2. pp. 24-30.https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109508
6.Gungor G., Sari R. Nuclear power and climate policy integration in developed and developing countries // Renewable and Sustainable Energy Reviews. 2022. Vol. 169, no. 3. pp. 78-82. https://doi.org/10.1016/j.rser.2022.112839
7.Zhou G., Tan D. Review of nuclear power plant control research: neural network-based methods // Annals of Nuclear Energy. 2023. Vol. 180, no. 2. pp. 32-40.https://doi.org/10.1016/j.anucene.2022.109513
8.Fattahi A., Sijm J. Analyzing the techno-economic role of nuclear power in the Dutch net-zero energy system transition // Advances in Applied Energy. 2022. Vol. 17, no. 1. pp. 2-4.https://doi.org/10.1016/j.adapen.2022.100103
Резервные термопары должны быть четко и однозначно идентифицированы, чтобы можно было точно определить, какая термопара была использована для получения данного измерения. Информация о номере и расположении резервных термопар содержится в журнале измерений, который ведется персоналом реактора.Для обеспечения достоверности и точности результатов измерения температуры с помощью резервных термопар проводится анализ эксплуатационных параметров, зафиксированных перед проверкой последнего периода работы реактора. Персонал, осуществляющий проверку, должен иметь контрольные таблицы, в которых на эталонных режимах фиксировались значения основных параметров температуры теплоносителя на входе и выходе из реактора. Эти значения, содержащиеся в контрольных таблицах, являются эталонными.Для сопоставления с эталонными режимами из эксплуатационного журнала выбираются контрольные режимы, их параметры выписываются для дальнейшего сравнения с соответствующими эталонными. При выборе режимов стремятся, чтобы в каждом из них процесс был полностью установившимся, а диапазон мощностей — максимально возможным за рассматриваемый период работы реактора.После подготовки параметров эталонных и проверяемых режимов происходит определение отклонений эксплуатационных параметров от эталонных значений, полученных на испытаниях. Вычисленные отклонения для каждой i-й пары режимов проверяются на соответствие заданным полям допусков, установленным проектантом (рисунок 6). В случае, если отклонения параметров являются недопустимыми, производится проверка и корректировка соответствующих каналов измерений.