WWW.KNIGA.LIB-I.RU
БЕСПЛАТНАЯ  ИНТЕРНЕТ  БИБЛИОТЕКА - Онлайн материалы
 

«МАГИСТЕРСКАЯ ДИССЕРТАЦИЯ Тема работы Разработка аналитической программы данных системы внутриреакторного контроля УДК ...»

Министерство образования и науки Российской Федерации

федеральное государственное автономное образовательное учреждение

высшего образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Институт Физико-технический

Направление подготовки 14.04.02 Ядерные физика и технологии

Кафедра Физико-энергетические установки

МАГИСТЕРСКАЯ ДИССЕРТАЦИЯ

Тема работы Разработка аналитической программы данных системы внутриреакторного контроля УДК 621.311.25:621.039.5:004.42:004.492 Студент Группа ФИО Подпись Дата 0АМ5В Кузнецова М.Е.

Руководитель Должность ФИО Ученая степень, Подпись Дата звание Доцент каф. ФЭУ ФТИ Беденко С. В. к.ф.-м.н

КОНСУЛЬТАНТЫ:

По разделу «Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение»

Должность ФИО Ученая степень, Подпись Дата звание Доцент каф. МЕН ИСГТ Верховская М. В. к.экон.н По разделу «Социальная ответственность»

Должность ФИО Ученая степень, Подпись Дата звание Ассистент каф. ПФ ФТИ Гоголева Т.С. к.ф.-м.н.

ДОПУСТИТЬ К ЗАЩИТЕ:

Зав. кафедрой ФИО Ученая степень, Подпись Дата звание ФЭУ ФТИ Долматов О.Ю. К.ф.-м.н.

Томск – 2017 г.

Планируемы результаты обучения Код Результат обучения результата Профессиональные компетенции Р1 Применять глубокие, математические, естественнонаучные, социальноэкономические и профессиональные знания для теоретических и экспериментальных исследований в области использования ядерной энергии, ядерных материалов, систем учета, контроля и физической защиты ядерных материалов, технологий радиационной безопасности, медицинской физики и ядерной медицины, изотопных технологий и материалов в профессиональной деятельности.

Р2 Ставить и решать инновационные инженерно-физические задачи, реализовывать проекты в области использования ядерной энергии, ядерных материалов, систем учета, контроля и физической защиты ядерных материалов, технологий радиационной безопасности, медицинской физики и ядерной медицины, изотопных технологий и материалов.

Р3 Создавать теоретические, физические и математические модели, описывающие конденсированное состояние вещества, распространение и взаимодействие ионизирующих излучений с веществом и живой материей, физику кинетических явлений, процессы в реакторах, ускорителях, процессы и механизмы переноса радиоактивности в окружающей среде.

Р4 Разрабатывать новые алгоритмы и методы: расчета современных физических установок и устройств; исследования изотопных технологий и материалов; измерения характеристик полей ионизирующих излучений;

оценки количественных характеристик ядерных материалов; измерения радиоактивности объектов окружающей среды; исследований в радиоэкологии, медицинской физике и ядерной медицине.

Р5 Оценивать перспективы развития ядерной отрасли, медицины, анализировать радиационные риски и сценарии потенциально возможных аварий, разрабатывать меры по снижению рисков и обеспечению ядерной и радиационной безопасности руководствуясь законами и нормативными документами, составлять экспертное заключение.

Р6 Проектировать и организовывать инновационный бизнес, разрабатывать и внедрять новые виды продукции и технологий, формировать эффективную стратегию и активную политику риск-менеджмента на предприятии, применять методы оценки качества и результативности труда персонала, применять знание основных положений патентного законодательства и авторского права Российской Федерации.





Общекультурные компетенции Р7 Демонстрировать глубокие знания социальных, этических и культурных аспектов инновационной профессиональной деятельности.

Р8 Самостоятельно учиться и непрерывно повышать квалификацию в течение всего периода профессиональной деятельности.

Р9 Активно владеть иностранным языком на уровне, позволяющем работать в иноязычной среде, разрабатывать документацию, презентовать результаты профессиональной деятельности.

Р10 Эффективно работать индивидуально и в коллективе, демонстрировать ответственность за результаты работы и готовность следовать корпоративной культуре организации.

Министерство образования и науки Российской Федерации федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Институт Физико-технический Направление подготовки (специальность) 14.04.02 Ядерные физика и технологии Кафедра Физико-энергетические установки

–  –  –

Тема работы:

Разработка аналитической программы данных системы внутриреакторного контроля Утверждена приказом директора (дата, номер)

Срок сдачи студентом выполненной работы:

–  –  –

Литературный обзор, Беденко С. В.

разработка аналитической программы данных СВРК Финансовый менеджмент, Верховская М.В.

ресурсоэффективность и ресурсосбережение Социальная ответственность Гоголева Т.С.

Названия разделов, которые должны быть написаны на русском и иностранном языках:

Литературный обзор Дата выдачи задания на выполнение выпускной квалификационной работы по линейному графику

–  –  –

РЕФЕРАТ Выпускная квалификационная работа 126 с., 24 рис., 17 табл., 33 источников, 3 прил.

Ключевые слова: Водо-водяной ядерный реактор; системы контроля ядерного реактора; система внутриреакторного контроля; пуско-наладочные работы; динамические испытания; анализ данных СВРК; финансовый менеджмент; социальная ответственность.

Объектом исследования являются: данные СВРК, полученные в ходе проведения динамических испытаний на энергоблоке №3 Ростовской АЭС.

Цель работы – провести предварительную обработку данных и на основании изученных документов, инструкций, гостов и прочей документации разработать приложение, позволяющее оптимизировать работу сотрудников «Ростоватомтехэнерго» участка физических и динамических испытаний при выполнении анализа данных системы внутриреакторного контроля, полученных в результате испытаний.

В процессе исследования проводились: аналитический обзор литературы по теме работы, ознакомление с методикой проведения динамических испытаний, в частности отключение одного ГЦН из четырех работающих на энергоблоке №3 Ростовской АЭС, анализ данных СВРК, полученных в результате испытаний, разработка программы для оптимизации затрачиваемого время на обработку и анализ данных СВРК, полученных в ходе проведения динамических испытаний, тестирование и апробация программы.

Произведен расчет стоимости выполнения ВКР, оценена ресурсоэффективность работы; соблюдены все требования по охране труда при выполнении данной работы.

В результате исследования получена аналитическая программа данных СВРК, позволяющая значительно сократить время, затрачиваемое на обработку и анализ данных и минимизировать трудовые затраты при работе с большим количеством однообразных данных.

Степень внедрения: высокая, программа может использоваться в настоящее время при проведении дальнейших испытаний.

Область применения: атомная промышленность.

Экономическая эффективность/значимость работы высокая.

Обозначения и сокращения

АЗ – аварийная защита;

АРМ – автоматический регулятор мощности;

АСР – автоматическая система регулирования;

АСУ ТП – автоматизированная система управления технологическим процессом;

АЭС – атомная электростанция;

БЗТ – блок защитных труб;

БРУ-А – быстродействующее редукционное устройство со сбросом пара в атмосферу;

БРУ-К – быстродействующее редукционное устройство со сбросом пара в конденсатор;

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор;

ВКУ – внутрикорпусные устройства;

ГЦН – главный циркуляционный насос;

ГЦТ – главный циркуляционный трубопровод;

Д – деаэратор;

ДН – дренажный насос;

ДПЗ – детектор прямой зарядки;

ЗМ – задатчик мощности;

К– конденсатор;

КД – компенсатор давления;

КН – конденсатный насос;

МПО – математической и программное обеспечение;

ОД – охладители дренажа;

П – регенеративный подогреватель;

ПГ – парогенератор;

ПН – питательный насос;

ПП – пароперегреватель;

ПЭ – подогреватель эжекторов;

Пэл – поглощающие элементы;

Р – расширитель продувки парогенератора;

РМ – регулятор мощности;

РОМ – разгрузка и ограничение мощности;

С – сепаратор;

САОЗ – система аварийного охлаждения зоны;

СВРК – система внутриреакторного контроля;

СКУД – система контроля, управления и диагностики;

СН – сетевой насос;

СП – сетевой подогреватель;

СУЗ – система управления и защиты;

ТВС – тепловыделяющая сборка;

Твэл – тепловыделяющий элемент;

ТП – трубопривод питательного насоса.

Оглавление

Введение ……………………………………………………………………….13 Водо-водяной ядерный реактор ……………………………………..16

1.1 Первый контур унифицированного реактора ВВЭР-1000 …………..22

1.2 Второй контур унифицированного реактора ВВЭР-1000 …………..28

1.3 Системы контроля ядерного реактора ………………………………31

1.4 Внутриреакторный контроль ядерного реактора …………………34 Практическая часть …………………………………………………...39

2.1 Динамические испытания ……………………………………………39

2.2 Отключение одного ГЦН из четырех работающих …………………39

2.3 Результаты испытания …………………………………………………...42

2.4 Анализ результатов испытания. Выводы. ………………………………43 Аналитическая программа для анализа данных СВРК …………..45

3.1 Разработка программного обеспечения ………………………………45

3.2 Руководство пользователя ……………………………………………48

3.3 Руководство программиста ……………………………………………52 4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение ……54

4.1 Потенциальные потребители результатов исследования …………..55 4.1.1 Анализ конкурентных технических решений …………………56 …………………………………………………...58 4.1.2 SWOT-анализ

4.2 Планирование управления научно-техническим проектом …………..60 4.2.1 Иерархическая структура работ проекта ………………………..60 4.2.2 Контрольные события проекта ……………………………………..61 4.2.3 План проекта ………………………………………………………….61

4.3 Бюджет научного исследования ……………………………………..64 4.3.1 Расчёт материальных затрат ……………………………………..65 4.3.2 Основная заработная плата исполнителей темы …………………66 4.3.3 Дополнительная заработная плата исполнителей темы …………..68 4.3.4 Отчисления во внебюджетные фонды ………………………..69 4.3.5 Накладные расходы ……………………………………………69 4.3.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта ……70

4.4 Организационная структура проекта ………………………………70

4.5 Матрица ответственности ……………………………………………71

4.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования ………………….73 Социальная ответственность ……………………………………………77

5.1 Анализ вредных и опасных производственных факторов ………….78

5.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ ……79 Организационные мероприятия ………………………………79 5.2.1 Технические мероприятия ……………………………………..80 5.2.2 Условия безопасной работы ……………………………………..82 5.2.3

5.3 Электробезопасность …………………………………………………..84

5.4 Пожарная и взрывная безопасность ………………………………86 Заключение ………………………………………………………………..88 Список публикаций …………………………………………………………89 Список литературы …………………………………………………………90 Приложение А ………………………………………………………………..93 Приложение Б ………………………………………………………………...95 Приложение В ……………………………………………………………….104

Введение

В современном мире сложно представить себе дом без всевозможных электрических приборов. Семью, которая не имеет хотя бы один автомобиль.

Но у каждого блага есть своя цена. Рост промышленности, увеличение количества транспорта и употребляемой электроэнергии приводит к потреблению в возрастающих масштабах органического топлива: нефти, природного газа и угля. При существующих темпах его потребления разведанных запасов хватит не более чем на несколько столетий, поэтому необходимо искать альтернативные источники экологически чистой электроэнергии.

Наиболее рациональным способом обеспечения возрастающих потребностей в энергии может стать преобразование ядерной энергии в электричество. По этому сегодня трудно назвать страну, которая не имеет, либо не стремится иметь источник тепловой, либо электрической энергии, получаемой на атомных электрических станциях. Атомная энергетика стала одной из важных отраслей экономики во многих странах мира. С каждым годом в мире увеличиваются темпы ввода усовершенствованных и новых энергоблоков [1].

Пусконаладочные работы – это главный венец процесса строительства атомной станции. Начинаются пусконаладочные работы с функционального опробования оборудования, и заканчивается пуском реактора. Пусконаладка демонстрирует не только работоспособность атомной станции, но и ее безопасность. В настоящее время крупнейшей организацией по проведению пусконаладочных работ в России является ОАО «Атомтехэнерго», входящая в концерн «Росатом».

ОАО «Атомтехэнерго» – инжиниринговое предприятие, специализирующееся на:

– техническом руководстве, вводе в эксплуатацию, выполнении комплексных работ по вводу в эксплуатацию, пусконаладочных работ и испытаний новых энергоблоков атомной станции, а также разработке организационной, технической и нормативной документации по вводу в эксплуатацию атомную электростанцию;

– выполнении комплекса работ по технической поддержке эксплуатации действующих энергоблоков, включая реконструкцию, модернизацию и продление ресурса;

– участии в разработке проектов станции, в том числе проекты автоматизированной системы управления технологическим процессом;

– обследовании технического состояния оборудования энергоблоков атомной электростанции, находящихся в «замороженном»

состоянии или на стадии их достройки;

– предоставлении наладочных, инжиниринговых, экспертных и консалтинговых услуг в области атомной и тепловой энергетики.

Цель работы: провести предварительную обработку данных и на основании изученных документов, инструкций, гостов и прочей документации разработать приложение, позволяющее оптимизировать работу сотрудников «Ростоватомтехэнерго» участка физических и динамических испытаний при выполнении анализа данных системы внутриреакторного контроля, полученных в результате испытаний.

Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:

– Провести аналитический обзор материалов по теме работы.

– Ознакомиться с методикой проведения динамических испытаний, в частности отключение одного главного циркуляционного насоса из четырех работающих на энергоблоке №3 Ростовской атомной электростанции.

– Проанализировать данные системы внутриреакторного контроля, получаемые в результате испытаний.

– Провести математическую обработку данных, полученных в ходе проведения динамических испытаний.

– Разработать программу для оптимизации затрачиваемого времени на обработку и анализ данных системы внутриреакторного контроля, полученных в ходе проведения динамических испытаний.

– Провести тестирование и апробацию программы.

– Определить ресурсоэффективность проекта.

– Проанализировать выявленные опасные и вредные факторы производственной среды.

Научная новизна: Разработанная программа является новым подходом для проведения анализа огромного количества однообразных данных системы внутриреакторного контроля, полученных в ходе проведения динамических испытаний.

Практическая значимость: Разработанная программа может быть использована для оптимизации работы сотрудников «Ростоватомтехэнерго»

участка физических и динамических испытаний при выполнении анализа данных системы внутриреакторного контроля, полученных в результате испытаний.

–  –  –

Активная зона реактора состоит из кассет, которые устанавливаются в опорные стаканы шахты реактора, в соответствии с картограммой загрузки (Рисунок 1). Для предотвращения всплытия ТВС и уменьшения вибрации с помощью БЗТ выполняется поджатие крышкой реактора подпружиненной головки ТВС. Позиционирование ТВС в плане обеспечивается с помощью посадки концевых деталей ТВС в плите блока защитных труб (БЗТ) и в днище шахты внутрикорпусных устройств (ВКУ).

Рисунок 1 –Картограмма активной зоны реактора ВВЭР-1000

ТВС в своем составе имеет пучок твэлов, головки и хвостовик.

Головки ТВС (Рисунок 2) состоят из хвостовика (неподвижная часть), привариваемого к каналам и подвижной части обечайки, которая соединяется с помощью трех несущих винтов с неподвижной частью.

На обечайке, с наружной стороны располагаются две шпонки (ширина – 22 мм, длина – 100 мм, высота – 16,2 мм), которые предназначены для ориентации ТВС в активной зоне реактора и для выполнения захвата и транспортировки ТВС. Для снижения динамических нагрузок на траверсу и Пэлы, которые возникают при сбросе кластера, на головка ТВС имеет центральный подпружиненный шток.

Рисунок 2 – Тепловыделяющая сборка Твэлы (Рисунок 3) – гладко-стержневого типа, имеют цилиндрическую форму, располагаются в ТВС и соединяются дистанционирующими решетками, закрепляются на нижней несущей решетке. Твэлы располагаются по треугольной разбивке. Дистанционирующие решетки крепятся в втулке на месте центральной ячейки решетки. Закрепляются решетки в прорези к центральной трубе с помощью обжатия центральных втулок.

Рисунок 3 – Тепловыделяющий элемент Оболочка твэла составляет 9,1 мм+0,08 мм, внутренний диаметр равен 0,05 мм 7,72+0,07 мм, длина твэла 3837 мм. Материалом оболочки и концевых деталей является сплав циркония с 1% ниобия (сплав Э110) [3].

В системе регулирования и поглощения избыточной реактивности в реакторах ВВЭР-1000 применяется кластерное регулирование. Каждая ТВС состоит из 312 твэлов и 18 пэлов (поглощающих стержней). Применение кластеров создает целый ряд преимуществ при рассмотрении обеспечения большей равномерности энерговыделения в активной зоне и улучшения температурного режима системы управления и защиты (СУЗ). Помимо механической системы регулирования так же применяется «борное жидкостное регулирование» – регулирование путем борирования воды [4].

Перегрузка топлива водо-водяных реакторов производится после полного отключения нагрузки и остановки реактора. Перегрузка реакторов этого типа на ходу в принципе трудноосуществима по ряду причин. Сложной технической задачей является обеспечение надежной герметичности шлюзов, через которые можно было бы производить перегрузку топлива из активной зоны, находящейся в корпусе высокого давления. Чрезвычайно затруднено и размещение шлюзов, так как водо-водяные реакторы весьма компактны, а верхняя крышка практически полностью занята приводами СУЗ. ТВС имеют значительные размеры, и извлечение одной из них заметно скажется на реактивности. Наконец, извлекаемые отработавшие ТВС должны непрерывно замещаться свежими, чтобы не допустить образования больших объемов воды на месте извлекаемой ТВС. Все это чрезвычайно затрудняет перегрузку топлива на ходу и вынуждает производить ее только после выключения реактора [5].

Поскольку блок на время перегрузки отключается полностью, перегрузка водо-водяных реакторов производится сравнительно редко, обычно один раз в год, с заменой только 1/3 отработавших ресурс ТВС, а остальные после их перестановки для выравнивания энерговыделения по сечению активной зоны продолжают работать. Таким образом, кампания, время, за которое ядерное топливо в активной зоне полностью заменяется, составляет 3 года. При этом свежее топливо при каждой очередной частичной перегрузке загружается на периферию активной зоны, а в центральной области размещается вперемежку частично выгоревшее топливо, простоявшее соответственно 1 и 2 года.

Водо-водяные реакторы относятся к сравнительно высоконапряженным аппаратам (глубина выгорания в них достигает 3% и более), а перегрузка ядерного топлива в них производится редко, поэтому требуется большое количество компенсирующих средств, необходимых для подавления избыточной реактивности после каждой частичной перегрузки активной зоны.

Надо учесть также, что эти реакторы весьма компактны и для размещения подвижных поглощающих органов, которые выполняют функции тонкого регулирования, компенсации избыточной реактивности и быстрого аварийного выключения, место весьма ограничено. Кроме того, большое количество подвижных поглощающих сборок может привести к заметным перекосам распределения энерговыделения по высоте активной зоны.

Поэтому компенсация медленных изменений реактивности, связанных с выгоранием топлива, осуществляется борным регулированием, не искажающим распределение энерговыделения по объему активной зоны.

Подвижными поглощающими сборками компенсируется температурный эффект. При разогреве реактора от холодного до горячего состояния они практически полностью выводятся из активной зоны [6].

Свою популярность водо-водяные реактора получили благодаря ряду причин. В первую очередь это применения воды в качестве теплоносителя и замедлителя, поскольку свойства воды хорошо изучены, благодаря распространению ее применения во многих отраслях, в том числе и в энергетике. Вода обладает наибольшей замедляющей способностью, по сравнению с альтернативными доступными веществами. Так же вода обладает высоким удельным тепловыделением на единицу объема активной зоны, что позволяет эффективно применять воду в качестве теплоносителя и создавать реактора более компактного размера. При повышении температуры воды, коэффициент реактивности падает, что придает водо-водяным реакторам высокую устойчивость и саморегулируемость. Кроме того, использование воды облегчает возможность доступа к оборудованию первого контура и облегчает биологическую защиту.

Помимо существующих преимуществ данного типа реакторов существуют и некоторые сложности, в первую очередь связанные с высоким поглощением нейтронов, что определяет использование только обогащённого урана, что в свою очередь влечет за собой низкий коэффициент воспроизводства. Значительное замедление нейтронов водой приводит к неравномерному энерговыделению. Так же вода обладает относительно низкой температурой кипения и поэтому для получения приемлемой температуры воды для энергетического цикла, необходимо использовать высокое давление. Вода обладает высокой коррозионной активностью [4].

Первый контур унифицированного реактора ВВЭР-1000 1.1

Первый контур, по определению ОПБ-88, – это контур (вместе с системой компенсации давления), по которому теплоноситель под рабочим давлением циркулирует через активную зону[7].

Первый контур выполняет передачу тепла, выработанного в активной зоне реактора. Из активной зоны реактора нагретый теплоноситель направляется по 4-ем циркуляционным петлям в парогенератор (ПГ) (по «горячим ниткам»), где происходит передача тепла теплоносителю второго контура. Теплоносителем водо-водяного ядерного реактора является вода, которая помимо этого является также замедлителем нейтронов и включает в свой состав растворенную борную кислоту, которая используется для жидкостного регулирования реактивности ядерного реактора.

Из ПГ вода с помощью главного циркуляционного насоса (ГЦН) возвращается по «холодным ниткам» в реактор. С одной из «горячих» ниток соединяется компенсатор давления, который используется для стабильного поддержания давления и выполнения функции компенсации динамики объема теплоносителя при его разогреве или расхолаживании.

Для предотвращения кипения теплоносителя при параметрах, предусмотренных проектом, в первом контуре поддерживается высокое давление около 160 кгс/см2. Первый контур благодаря замкнутости и герметичности является третьим барьером из четырех, который препятствует проникновению осколков деления во внешнюю окружающую среду.

Другими тремя барьерами, преграждающими распространению осколков деления в окружающую среду, являются:

– топливная матрица;

– оболочка твэла;

– герметичное ограждение локализующих систем безопасности.

Первый контур является важнейшим барьером безопасности, так как его отказ влечет за собой не только потерю одного из барьеров, но и создает неблагоприятные условия работы для оставшихся барьеров: твэлов и системы локализации. По этой причине первый контур обязан быть устойчивым к разным воздействиям в условиях аварийных ситуаций и аварий [7].

Рисунок 4 – Первый контур унифицированного реактора ВВЭР-1000:

1 – ГЦН, 2 – ГЦТ, 3 – реактор, 4 – ПГ, 5 – КД [7] Основные компоненты, входящие в состав первого контура унифицированного ядерного реактора (Рисунок 4):

Водо-водяной реактор ВВЭР-1000 на тепловых нейтронах a) представляющий из себя сосуд в форме цилиндра, который состоит из корпуса и съемного верхнего блока с крышкой (Рисунок 5). В корпусе помещены активная зона реактора, которая состоит из тепловыделяющих сборок и внутрикорпусные устройства. Роль ядерного горючего выполняет слабообогащенная двуокись урана [7].

В качестве теплоносителя и замедлителя в ядерном реакторе выступает обессоленная вода с борной кислотой, с изменяемой в процессе эксплуатации концентрацией. Реактор специализирован для выработки тепловой энергии в структуре реакторной установки АЭС.

Рисунок 5 – Ядерный реактор ВВЭР-1000

б) Четыре циркуляционных петли, в каждую из которых входят:

– Главный циркуляционный трубопровод (ГЦТ) – служат соединением оборудования 1-ого контура. Располагаются попарно, в противоположных сторонах от реактора. ГЦТ реактора ВВЭР-1000 изготовляется из конструкционной стали 10ГН2МФА в виде бесшовных труб и колен с плакированной внутренней поверхностью (плакировка сталь 08Х19Н10Г2Б). Сталь 10ГН2МФА применяется в термообработанном состоянии. Термообработка состоит из основной термообработки (закалка с отпуском или нормализация с отпуском) и дополнительных технологических отпусков в процессе изготовления [8].

Размеры трубопровода Ду850: наружный диаметр 990 мм, внутренний диаметр 850 мм, толщина стенки 70 мм [9].

– Главные циркуляционные насосы (ГЦН) – производят принудительную циркуляцию воды первого контура реакторной установки.

Принудительная циркуляция создается работой насоса, подающего воду в реактор, которого нагретая вода возвращается с охлаждением в ПГ. В дальнейшем вода с помощью насоса снова подается в реактор.

Рисунок 6 – Типовая структурная схема ГЦН ГЦН-195М – это вертикальный центробежный одноступенчатый насос с гидростатическим уплотнением вала, консольным рабочим колесом, осевым подводом воды и выносным трехфазным асинхронным электродвигателем с короткозамкнутым ротором [6];

Главной отличительной чертой насосов данного вида – наличие механического уплотнения вращающегося вала, обеспечивающее значительные преимущество в насосах с большой подачей по сравнению с герметичными. Все насосы этого типа – выполнены вертикально и имеют герметичный эллиптический силовой корпус («улитку»). На рисунке 3 представлена типовая структурная схема ГЦН в виде комплекса, включающего в себя типовые узлы которые присутствуют во всех конструкциях данного типа: приводной электродвигатель, подшипниковые опоры с системой смазки, уплотнение вращающегося вала с системой питания и охлаждения, проточную часть [10].

– Парогенератор (ПГ) – применяется для передачи энергии производящейся в активной зоне реактора, во 2-ой контур. Теплоноситель первого контура проходит через ПГ и нагревает теплоноситель второго контура. Вода второго контура преобразуется в пар и поступает в турбину через сборные паропроводы.

Рисунок 7 – Конструкционная схема ПГВ-1000М Конструктивно парогенератор типа ПГВ-1000М для АЭС с ВВЭР представляет собой однокорпусный двухконтурный теплообменный аппарат горизонтального расположения с погруженным трубным пучком.

Парогенератор состоит из корпуса, входного и выходного коллекторов, трубного пучка поверхности теплообмена, раздающего U-образного коллектора питательной воды, встроенного сепарационного устройства, пароотводящей системы, системы продувок и дренажа. Цилиндрическая часть разделена на три обечайки, средняя из которых имеет увеличенную толщину, так как ослаблена проходящими через неё цилиндрическими вертикальными коллекторами. Коллекторы служат для подвода и отвода теплоносителя первого контура АЭС [11].

в) Система компенсации давления теплоносителя. Компенсатор давления (КД) – обеспечивает поддержание давления в 1-ом контуре. В КД вода закипает и образует «паровую подушку». Для того чтобы повысить давление в контуре вода в КД нагревается с помощью 1-ом электронагревателей, а для того чтобы понизить давление, впрыскивается вода из «холодной нитки» в паровое пространство из-за чего происходит конденсация части пара и снижение давления.

г) Пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ), состоящая из емкостей САОЗ, трубопроводов связи емкостей САОЗ с реактором и арматуры на этих трубопроводах. Система разработана для аварийного охлаждения активной зоны реактора при разрывах трубопроводов реакторной установки.

д) Система аварийного газоудаления разработана для очистки первого контура от парогазовой смеси при возникновении аварийной ситуации, сопряженной с оголением активной зоны реактора и формированием пароциркониевой реакции и реализована как защитная система безопасности. В состав системы входят трубопроводы с арматурой, соединяющие пространство под крышкой реактора, паровое пространство КД, коллекторы первого контура парогенераторов с барботером [6,12].

Второй контур унифицированного реактора ВВЭР-1000 1.2

Парогенератор является связующим звеном между первым и вторым контурами (Рисунок 8). Конструктивно парогенератор представляет собой трубчатый испаритель естественной циркуляции с механической сушкой пара.

Пар из ПГ поступает в паротурбинную установку, которая приводит в движение турбогенератор. Турбогенератор вырабатывает электроэнергию.

Рисунок 8 – Технологическая схема реактора ВВЭР-1000: 1 – Ядерный реактор; 2 – ГЦН; 3 – ПГ; 4 – цилиндр высокого давления; 5 – пароперегреватель; 6 – электрический генератор; 7 – цилиндр низкого давления; 8 – подогреватель низкого давления; 9 – питательный насос; 10 – подогреватель высокого давления.

В составе реактора ВВЭР-1000 могут применяться 4 принципиальных тепловых схемы второго контура, которые отличаются друг от друга типом применяемой турбоустановки (Рисунок 9): К-500-60/1500, К-1000-60/1500-1, К-1000-60/1500-2 или К-1000-60/3000.

Рисунок 9 – Принципиальная тепловая схема второго контура с турбоустановкой К-500-60/1500: 1 – ПГ; 2 – теплообменник; 3 – доохлодитель; 4 – ионообменный фильтр; 5 – турбина; 6 – электрический генератор; 7 – блочная обессоливающая система.

Паровая турбина применяется для механического привода электрогенераторов. Главный путь производства электрической энергии на современных АЭС – использование электрогенераторов машинного типа с механическим приводом от паровой турбины. Кинетическая энергия потока пара преобразуется из тепловой энергии пара в период его расширения в проточной части турбины. Произведенная энергия применяется в турбине электрогенератора для вращения ротора. Параметры поступающего на турбину пара напрямую зависят от параметров теплоносителя, который охлаждает активную зону ядерного реактора.

С помощью технических возможностей изготовления мощных корпусов было определено максимально возможное давление теплоносителя (16 МПа) для двухконтурной АЭС с реактором ВВЭР-1000.

Отличительные черты паровых турбин АЭС с реакторами ВВЭР обоснованы их работой на насыщенном паре с относительно малым теплоперепадом. Этот факт приводит к большим расходам пара, и основная часть ступеней турбины работает на влажном паре. Влажность пара, в период расширения насыщенного пара в турбине, безостановочно возрастает до значений, при которых в проточной части турбины происходит эрозионный износ. По этой причине в термодинамический цикл для АЭС с водой в качестве теплоносителя включают промежуточную сепарацию. Принцип сепарации пара заключается в отводе в специальный сепаратор пара, который после головного цилиндра турбины достиг максимально допустимых значений влажности. В сепараторе пар осушается при постоянном давлении (температуре). Крупные паровые турбины конструктивно разделяются на части высокого (ЧВД), среднего (ЧСД) и низкого (ЧНД) давлений, имеющих отличное число параллельных потоков и выхлопов. ЧВД и ЧСД объединены общим корпусом турбины, то есть изготавливаются в виде одного цилиндра среднего давления (ЦСД), а ЧНД турбины, как правило, производится из некоторого числа цилиндров низкого давления (ЦНД) каждый из которых произведен двухпоточным [13].

На большинстве АЭС единовременно с внешней сепарацией используется еще и промежуточный перегрев. Для промежуточного перегрева, как правило, применяется пар, который отбирается из ЦВД, или свежий пар.

При перегреве свежего пара снижается термический КПД цикла.

Преимуществом использования влияния такого пароперегревателя является только существенное уменьшение потерь влажности в предшествующих ступенях, увеличении внутреннего относительного КПД и надежности турбины. Как правило, паровой перегрев применяют при условии невозможности достижения допустимого уровня влажности пара в конце расширения сепарацией.

Пар после преодоления ЦСД и сепаратора-перегревателя поступает параллельно на все ЦНД.

На АЭС имеет место быть регенеративный подогрев питательной воды, который имеет следующие отличительные черты:

– подогрев питательной воды в области насыщенного пара за счет отбираемого пара является термодинамически более выгодным, чем в зоне перегрева;

– благодаря отбору влажного пара появляется возможность выводить влагу, которая сконцентрирована у периферии рабочих колес, из проточной части с минимальными потерями, что так же увеличивает КПД и надежность последующих ступеней турбины;

– из-за меньшей энтальпии отбираемого пара увеличивается его доля и, следовательно, уменьшается доля пара, поступающего в конденсатор, что, в свою очередь, приводит к разгрузке ступеней низкого давления. Все это увеличивает во влажно паровых турбинных установках эффективность системы регенеративного подогрева питательной воды и выгоду от повышения ее температуры [14].

Системы контроля ядерного реактора 1.3

Система контроля ядерного реактора – совокупность средств технического, программного, информационного, метрологического и организационного обеспечения контроля параметров, характеристик и (или) состояния ядерного реактора, предназначенная для выполнения заданных функций.

Система контроля ядерного реактора, предназначенная для контроля физической мощности и скорости изменения физической мощности ядерного реактора по плотности потока нейтронов [15].

Получение информации об относительном распределении нейтронного потока по объему активной зоны; относительном распределении температуры над активной зоной; температуре в контролируемых точках на трубопроводах и оборудовании первого контура; состоянии технологического оборудования первого контура осуществляется системой контроля, управления и диагностики (СКУД).

Если рассматривать ядерный реактор в качестве объекта управления, то он является неустойчивым элементом системы. При эксплуатации в нормальном режиме самопроизвольно происходят колебания мощности, нарастающие при нехватки управления по амплитуде и могут вызвать срабатывание аварийной защиты и привести к останову реактора. Эти колебания являются, так называемыми ксеноновыми колебаниями, которые вызваны неустойчивым контуром внутренней обратной связи реактора по отравлению продуктами деления. Так как ксеноновые колебания обладают малой частотой (1–2 колебания в сутки) то, их можно скомпенсировать с помощью ручного перемещения поглощающих стержней, при этом серьезно не загружая операторов управления. Но при движении управляющих стержней сверху-вниз активной зоны создается неравномерное распределение потока нейтронов. В нижней части активной зоны нейтронный поток увеличивается по отношению к верхней части, происходит распределение называемое «бутылка». Известно, что плотность потока нейтронов прямо пропорциональна амплитуде ксеноновых колебаний, из чего следует, что амплитуда ксеноновых колебаний в верхней части реактора меньше, чем в нижней, что приводит к неустойчивому распределению нейтронного поля по объему реактора.

Реактор ВВЭР-1000 имеет такой размер активной зоны, что радиальные ксеноновые колебания успешно купируются утечкой и поэтому для данного типа реакторов можно говорить только о подавлении аксиальном неравномерном распределении. При увеличении удельной энергонапряженности в реакторах этого типа увеличивается экономичность их работы, но также происходит нестабильное аксиальное распределение потока и опасность кризиса теплосъема в самых напряженных участках активной зоны [16].

Регулирование мощности происходит за счет воздействия на реактивность механической и борной систем. Механическая система регулирования реактивности включает в себя 61 рабочий орган (РО) СУЗ, каждый из которых состоит из 18 поглощающих нейтроны элементов (ПЭЛ) одной ТВС. Рабочие органы СУЗ для удобства регулирования объединены в группы и распределены по сечению активной зоны соответствующим образом.

Передвижение механических органов регулирования производится со скоростью 0,05 м/с линейным шаговым двигателем. В водо-водяных реакторах с густой топливной решеткой обычно применяют либо подвижные поглощающие кассеты той же конфигурации, что и топливные сборки, либо так называемое кластерное регулирование, при котором в отдельных топливных кассетах вместо части твэлов установлены поглощающие стержни.

К стержням обычно прикрепляют вытеснители, вытесняющие воду из той части активной зоны, в которой не находится стержень-поглотитель.

Назначение вытеснителей не допустить резкого локального повышения плотности потока нейтронов в этих зонах. При поглощении нейтронов стержнями происходит выделение теплоты. Для ее отвода организуют специальное охлаждение стержней и механизмов их привода.

Составными частями СУ3 являются система регулирования мощности, система компенсации реактивности, аварийная защита реактора, а также пусковая система. Командным органом автоматической системы регулирования (АСР) мощности реактора является регулятор мощности (РМ), сравнивающий ее заданное и фактическое значения. Первое из них устанавливают задатчиком мощности (ЗМ).

Борная система воздействует на реактивность активной зоны путем изменения концентрации в теплоносителе борной кислоты (бор имеет высокое значение сечения поглощения нейтронов) [17,18].

Внутриреакторный контроль ядерного реактора 1.4

Главное предназначение системы внутриреакторного контроля (СВРК) – гарантирование безопасного и экономичного использования реактора в энергетическом диапазоне по средствам сбора, обработки и предъявления информации оператору о состоянии активной зоны и первого контура. Следовательно, система работает в информационном режиме, она выдает оператору информацию для безопасного ведения технологического процесса со стороны выполнения разрешенных пределов работы реакторной установки. Наряду с этим оператор достаточно точно в наглядном виде, оперативно и достоверно предъявляется информация об общей тепловой мощности реактора, распределении энерговыделения по объему активной зоны, температуре и подогреве теплоносителя в I контуре и т.д. Помимо этого, система собирает информацию о выгорании топлива и регистрирует последовательность событий при возникновении аварии.

Обобщенная структура системы ВРК представлена на рисунке 10.

Датчики производят преобразование первичных физических параметров (температура, плотность нейтронного потока, расход, давление и т.д.) в электрические сигналы, поступающие по линиям связи в информационноизмерительную аппаратуру. Здесь происходит измерение, предварительная обработка и вывод информации к оператору и в ЭВМ. Последняя производит расчеты теплотехнических и ядерно-физических параметров, которые характеризуют работу активной зоны реактора и реакторной установки в целом, и преподносит их оператору. Работа информационно-измерительной аппаратуры и ЭВМ производится согласно с совокупностью алгоритмов и программ, образующих математическое и программное обеспечение (МПО) системы.

Рисунок 10 – Обобщенная структура системы ВРК МПО совокупно с соответствующими аппаратными средствами информационно-измерительной аппаратуры и ЭВМ производит следующие выходные функции системы:

– контроль главных параметров реактора (проверка нахождения их в пределах заданных уставок) и сигнализация, если происходит выход за эти пределы;

– предоставление оператору сводной информации о работе реакторной установки;

– фиксация информации для создания протоколов и сводок;

– сохранение (архивизация) данных для записи истории работы реактора.

Важнейшими функциями системы при эксплуатации являются контроль работоспособности и диагностика неисправностей. Данные функции производятся за счет аппаратных и программных средств.

Во внутрикорпусной полости водо-водяного реактора располагаются датчики температуры и контроля энерговыделения. Вопреки тяжелым условиям работы (высокая температура, давление, интенсивное - и нейтронное излучение) датчики должны иметь достаточно высокие метрологические и надежностные характеристики, обладать небольшими размерами и конструктивно сопрягаться с внутрикорпусными агрегатами.

а) Датчики контроля энерговыделения – применяются для фиксирования распределения энерговыделения по объему активной зоны. В системе ВРК применяются детекторы прямой зарядки (ДПЗ) с эмиттером из родия.

В состав ДПЗ входит эмиттер, коллектор и изолятор, находящийся между эмиттером и коллектором. При облучении нейтронами эмиттер излучает электроны, которые через изолятор попадают на коллектор и образуют во внешней цепи электрический ток. По кабелю выходной сигнал ДПЗ выводится за пределы корпуса реактора. В применяемых на реакторах ВВЭР детекторах типа ДПЗ-1М [19,20] эмиттер представляет собой родиевую проволочку диаметром 0,5 и длиной 200 мм. Изолятор изготовлен из кварцевой трубки, коллектор из нержавеющей трубки диаметром 1,3 мм. В качестве линии связи используется двухжильный кабель типа КТМС с изоляцией из окиси магния.

Выходной сигнал ДПЗ пропорционален плотности нейтронного потока в месте его расположения, который в свою очередь связан с энерговыделением в ближайших твэлах.

Восстановление поля энерговыделения по сигналам ДПЗ осуществляется на основе коэффициентов пропорциональности, зависящих от многих факторов, в том числе от обогащения топлива и его выгорания, концентрации борной кислоты, температуры теплоносителя и т.д. Значения этих коэффициентов находят расчетным путем [21]. При нахождении коэффициентов учитывают также и выгорание материала эмиттера ДПЗ.

б) Датчики контроля температуры. В системе ВРК используются термодатчики двух типов – термопары (ТП) и термосопротивления (ТС) (СП-01, ТСП-06, ТСП-04).

Принцип работы ТС основывается на свойстве чувствительного элемента (ЧЭ) в зависимости от изменения температуры изменять свое электрическое сопротивление. ТС состоит из: измерительная вставка (сенсор);

ЧЭ из платины (ТСП) или меди (ТСМ); защитная арматура или кабель RTD (оболочка из нержавеющей стали); корпус (из алюминия, нержавеющей стали).

По сравнению с ТС, ТП обладают следующими преимуществами [22, 23]: большая надежность работы и метрологические характеристики более стабильны при облучении. ТП не требуют внешнего источника питания, просты по конструкции и технологичны при изготовлении. В то же время ТП обладают и рядом существенных недостатков: меньшая по сравнению с ТС точность измерения и меньший выходной электрический сигнал;

необходимость компенсации температуры холодного спая ТП, что увеличивает погрешность измерения.

В связи с этим в системе ВРК ТП используют для работы в тяжелых условиях внутри корпуса реактора для массовых измерений температуры теплоносителя на выходе из топливных кассет, а также температуры теплоносителя в общем объеме. ТС применяют для проведения точных измерений в менее тяжелых условиях. Например, по ТС, установленным на холодных и горячих нитках циркуляционных петель, осуществляют калибровку всех ТП первого контура.

Если в системах термоконтроля первых реакторов типа ВВЭР использовались ТП градуировки хромель-копель, то в системах ВРК серийных реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 использовались ТП градуировки хромельалюмель, градуировочная характеристика которых меньше зависит от дозы радиационного облучения, несмотря на то, что эти ТП обладают вдвое меньшей чувствительностью.

Работа ТП основана на термоэлектрическом эффекте, т.е.

возникновении термо-ЭДС в замкнутой цепи из двух разнородных проводников при наличии разности температур между холодным и горячим спаями проводника. При измерении температуры с помощью ТП ее горячий спай помещают в точку измерения, а в разрыв холодного спая включают измерительный прибор. Поскольку термо-ЭДС зависит от разности температур холодного и горячего спаев, для получения абсолютного значения температуры необходимо внести поправку на температуру холодного спая (так называемая компенсация температуры холодного спая).

ТП системы ВРК изготовляют из термопарного кабеля КТМС, представляющего собой хромелевый и алюмелевый провода, помещенные в оболочку с порошком окиси магния. Со стороны горячего спая провода сваривают друг с другом и с оболочкой (ТП типа К). Со стороны холодного спая кабель заделывают специальным герметиком, чтобы обеспечить герметичность ТП в целом [24].

в) Датчики давления (ДД) (ТЖИУ406-ДД-М100-АС, ТЖИУ406-ДИМ100-АС). Существуют для непрерывного фиксирования и преобразования значений измеряемого параметра: абсолютного давления, избыточного давления, избыточного давления-разрежения, разрежения нейтральных к нержавеющим сталям и сплавам титана, жидких, газообразных сред и пара в унифицированные выходные токовые сигналы и цифровые сигналы.

Принцип работы ДД основан на применении тензорезистивного эффекта (изменение электрического сопротивления полупроводника, в результате его деформации).

Существуют два различных типа тензорезистивных модулей:

кремний на кремнии (КНК) или кремний на сапфире (КНС). При воздействии давления на тензомодули происходит деформация тензорезисторов, которая вызывает изменение их сопротивлений. Данное изменение преобразуется в цифровой код в электронном блоке датчика, который функционально связан с измеряемым давлением. Микропроцессор электронного блока корректирует цифровой код, компенсируя нелинейность передаточной функции тензомодуля и ее температурную зависимость. Скорректированный цифровой код передается на устройство, формирующее унифицированный аналоговый и/или цифровой выходной сигнал. Для визуализации результатов измерения датчики имеют жидкокристаллический цифровой дисплей. В состав датчиков входит блок фильтра помех (блок грозозащиты), предназначенный для защиты датчиков от электромагнитных помех большой энергии и радиочастотных помех.

Практическая часть Динамические испытания 2.1 Динамические испытания – это испытания по проверке динамических режимов работы энергоблока, определяющим фактором которых является быстрый перевод энергоблока с одного уровня мощности на другой, связанный с отключением оборудования или воздействием извне.

Цель динамических испытаний:

– проверка фактических динамических характеристик оборудования реакторной установки энергоблока на соответствие проекту;

– проверка алгоритма работы оборудования первого контура, систем управления и безопасности на соответствие проекту;

– комплексная проверка динамической устойчивости, совместной работы основного и вспомогательного оборудования энергоблока при переходе энергоблока на новый уровень мощности;

– определение величины отклонений параметров первого и второго контуров от номинальных значений в переходном процессе.

Для выполнения испытания была составлена Программа и Методика Испытания РУ при отключении одного ГЦН из четырех работающих Энергоблок №3 Ростовской АЭС (ядерно-опасная работа) ПМ.3.ОПЭ.РЦ/2033-н.

–  –  –

Причиной отключения ГЦН могут явиться механические или электрические повреждения самих ГЦН, их вспомогательных систем, нарушения в цепях управления и системах измерения параметров, а также действия персонала, вызванные необходимостью аварийного останова ГЦН.

Персонал обязан контролировать разгрузку реактора с помощью разгрузки и ограничения мощности (РОМ) до допустимого уровня мощности и обеспечить стабилизацию параметров на новом уровне мощности.

Целью ядерно-опасных работ по программе является:

– проверка соответствия проекту совместной работы основного и вспомогательного оборудования блока при переходе блока на новый уровень мощности, вызванном отключением одного из четырех работающих ГЦН;

– подтверждение надежного теплоотвода от активной зоны реактора при отключении ГЦН;

– отработка безопасного и динамически устойчивого прохождения переходного режима при отключениях одного из четырех работающих ГЦН;

– получение данных для корректировки и настройки регуляторов энергоблока;

– получение данных для корректировки (при необходимости) коэффициентов, применяемых в расчете выбега ГЦН;

– получение данных для корректировки (при необходимости) проектной и эксплуатационной документации;

– получение фактических данных об изменении параметров блока в исследуемых переходных динамических режимах;

– подтверждение работоспособности автоматизированной системы управления технологическим процессом (АСУ ТП) в объеме, обеспечивающем проведение динамических испытаний.

Исходное состояние основных систем и оборудования энергоблока соответствует состоянию РУ «работа на мощности 50% Nном., 75% Nном., 100% Nном.» с полным числом работающих петель и условиям безопасной эксплуатации РУ.

Перед проведением испытаний проверить значение уставки системы РОМ по мощности реактора для четырех работающих ГЦН.

По команде руководителя испытаний отключить один ГЦН из четырех работающих. При этом РОМ должен с помощью регулирующей группы снизить мощность реактора в соответствии с проектом. В этом состоянии «холодный» теплоноситель из 3-х петель поступает в отключённую петлю (с отключённым ГЦН) через напорную камеру реактора. После этого «холодный» теплоноситель попадает в ПГ и дополнительно охлаждается.

После ПГ он течёт в сборную камеру реактора. Там он перемешивается с теплоносителем основного потока и распределяется по 3 рабочим петлям в разных пропорциях [25].

По результатам испытания необходимо определить время работы РОМ.

Критериями успешности испытания данного режима являются:

– отсутствие отказов в работе устройств нормальной эксплуатации, предупредительных защит, технологических блокировок;

– несрабатывание быстрого разгрузочного устройства в конденсатор/ атмосферу (БРУ-К, БРУ-А);

– переход автоматического регулятора мощности (АРМ) в режим «Н» после отключения РОМ;

– в переходном динамическом процессе определены величины отклонений параметров первого и второго контуров от номинальных значений для осваиваемого уровня мощности;

– подтверждено отсутствие увеличения активности первого контура;

– скорость снижения частоты вращения ГЦН не более определенной проектом;

– не были достигнуты уставки срабатывания аварийной защиты (АЗ);

– после отключения одного ГЦН из четырех работающих мощность РУ стабилизировалась на уровне в соответствии с требованиями проекта;

– оперативный персонал не вмешивался в работу автоматических систем регулирования и защит.

–  –  –

Данные СВРК представлены txt файлами с разделителями типа « | », и построчным расположением информации (Рисунок 11).

Рисунок 11 – Пример представления данных СВРК После завершения испытания производится анализ полученных из СВРК данных.

–  –  –

Для проведения анализа результатов испытания по отключению одного ГЦН из четырех работающих необходимо импортировать данные полученные системой ВРК из текстового файла в файл формата Excel.

Для этого необходимо выполнить следующие действия:

а) создать новый файл электронной таблицы Excel;

б) перейти на вкладку данные;

в) получение внешних данных «из текста»;

г) выбрать текстовый файл снятых с СВРК данных;

д) указать формат данных: с разделителями, формат файла Кириллица (Windows), нажать кнопку далее;

е) символом разделителя является: выбрать другой: ввести «|» без кавычек (Shift+\ на английской раскладке) и нажать на кнопку готово;

ж) в открывшемся окне выбрать место вставки данных желательно «=Лист1!$A$1» ячейка А1 на первом листе книги;

з) сохранить, закрыть.

Затем необходимо построить графики в программе Excel, осуществить подпись графиков, осей и легенды. С помощью инструментов форматирования необходимо установить шрифт подписей, размер шрифта, цвет подписей. С помощью «линии тренда» провести аппроксимацию графиков, для того, чтобы убрать лишние рефлексы. Затем провести анализ на возрастание/убывание полученных значений с помощью построенных графиков и осуществить описание полученных результатов (Рисунок 12).

Рисунок 12 – Пример оформления протокола испытаний После проведения анализа данных составляется протокол пусконаладочных работ (испытаний) на оборудовании (системе).

–  –  –

В настоящее время перспективность научного исследования определяется не столько масштабом открытия, оценить которое на первых этапах жизненного цикла высокотехнологического и ресурсоэффективного продукта бывает достаточно трудно, сколько коммерческой ценностью разработки. Оценка коммерческой ценности разработки является необходимым условием при поиске источников финансирования для проведения научного исследования и коммерциализации его результатов. Это важно для разработчиков, которые должны представлять состояние и перспективы проводимых научных исследований [27, 28].

Необходимо понимать, что коммерческая привлекательность научного исследования определяется не только превышением технических параметров над предыдущими разработками, но и тем, насколько быстро разработчик сумеет найти ответы на такие вопросы – будет ли продукт востребован рынком, какова будет его цена, каков бюджет научного проекта, какой срок потребуется для выхода на рынок и т.д. [29].

Целью данного раздела является проектирование и создание конкурентоспособных разработок и технологий, отвечающих предъявляемым требованиям в области ресурсоэффективности и ресурсосбережения.

Достижение цели обеспечивается решением задач:

разработка общей экономической идеи проекта, формирование концепции проекта;

организация работ по научно-исследовательскому проекту;

определение возможных альтернатив проведения научных исследований;

планирование научно-исследовательских работ;

оценки коммерческого потенциала и перспективности проведения научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения;

определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования.

В данной диссертационной работе проведена разработка приложения для анализа данных СВРК, полученных в ходе проведения динамических испытаний. Разработка приложения проводились с помощью программного комплекса Mathworks Matlab версии R2013a.

4.1 Потенциальные потребители результатов исследования

Результатом исследования является приложение, разработанное с помощью программного комплекса Mathworks Matlab, которое позволяет значительно сократить затрачиваемое на обработку и анализ данных СВРК, полученных в ходе проведения динамических испытаний.

Целевым рынком данного исследования будут являться государственные корпорации по атомной энергетике, атомная и смежные научные отрасли, в частности организации, которые занимаются пусконаладочными работами.

Сегментировать рынок услуг можно по размеру компаний, которые могут использовать данные расчеты. Результаты сегментирования представлены на рисунке 21.

–  –  –

На основании представленного выше анализа можно сделать вывод, что использованный в данной магистерской диссертации разработанное приложение для анализа данных СВРК, является наиболее оптимальным для использования в практических целях. Конкурентные методы анализа данных с помощью пакетов программ является экономическим невыгодным и не может учитывать всех факторов таких как погрешность расчета.

4.1.2 SWOT-анализ

–  –  –

4.3 Бюджет научного исследования При планировании бюджета исследования должно быть обеспечено полное и достоверное отражение всех видов расходов, связанных с его выполнением [30]. В процессе формирования бюджета используется следующая группировка затрат по статьям:

материальные затраты;

затраты на специальное оборудование для научных (экспериментальных) работ;

основная заработная плата исполнителей темы;

дополнительная заработная плата исполнителей темы;

отчисления во внебюджетные фонды (страховые отчисления);

накладные расходы.

4.3.1 Расчёт материальных затрат

–  –  –

где m – количество видов материальных ресурсов, потребляемых при выполнении научного исследования;

Nрасхi – количество материальных ресурсов i-го вида, планируемых к использованию при выполнении научного исследования (шт., кг, м, м2 и т.д.);

Цi – цена приобретения единицы i-го вида потребляемых материальных ресурсов (руб./шт., руб./кг, руб./м, руб./м2 и т.д.);

– коэффициент, учитывающий транспортно-заготовительные kТ расходы, принимаются в пределах 15-25 % от стоимости материалов.

Основными затратами в данной исследовательской работе являются затраты на приобретение канцелярских товаров, оплаты доступа в интернет, электроэнергия при работе на ПЭВМ.

Расчёт электроэнергии проведен по формуле:

С=Цэл Р Fоб = 5,8 0,5 960 = 2784, (3) где Цэл – тариф на промышленную электроэнергию (5,8 руб. за 1 кВт·ч);

Р – мощность оборудования, кВт;

Fоб – время использования оборудования, ч.

Затраты на электроэнергию составили 2784 рубля.

Результаты расчётов по затратам на материалы приведены в таблице 9.

–  –  –

4.3.4 Отчисления во внебюджетные фонды Размер отчислений во внебюджетные фонды составляет 30 % от суммы затрат на оплату труда работников, непосредственно занятых выполнением исследовательской работы.

Величина отчислений во внебюджетные фонды определяется исходя из следующей формулы:

Свнеб = kвнеб (Зосн + Здоп), (8) где kвнеб – коэффициент отчислений на уплату во внебюджетные фонды (пенсионный фонд, фонд обязательного медицинского страхования и пр.).

Величина отчислений во внебюджетные фонды составляет:

Свнеб = 0,3 7442,8 = 2232,8 руб.

4.3.5 Накладные расходы

В эту статью включаются затраты на управление и хозяйственное обслуживание, которые могут быть отнесены непосредственно на конкретную тему. Кроме того, сюда относятся расходы по содержанию, эксплуатации и ремонту оборудования, производственного инструмента и инвентаря, зданий, сооружений и др.

Расчет накладных расходов ведется по следующей формуле:

Снакл = kнакл (Зосн + Здоп), (9) где kнакл – коэффициент накладных расходов.

Накладные расходы в ТПУ составляют 25-35 % от суммы основной и дополнительной зарплаты работников, участвующих в выполнении темы.

Примем kнакл = 12–16 %.

Накладные расходы составляют:

Снакл = 0,16 16661,7 = 2665,9 руб.

4.3.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта

–  –  –

4.4 Организационная структура проекта Организационная структура проекта представляет собой временное структурное образование, создаваемое для достижения поставленных целей и задач проекта и включающее в себя всех участников процесса выполнения работ на каждом этапе.

Данной исследовательской работе соответствует функциональная структура организации. То есть организация рабочего процесса выстроена иерархически: у каждого участника проекта есть непосредственный руководитель, сотрудники разделены по областям специализации, каждой группой руководит компетентный специалист (функциональный руководитель).

Организационная структура научного проекта представлена на рисунке 23.

Рисунок 23 – Организационная структура научного проекта

4.5 Матрица ответственности

–  –  –

Степень участия в проекте характеризуется следующим образом:

ответственный (О) – лицо, отвечающее за реализацию этапа проекта и контролирующее его ход;

исполнитель (И) – лицо (лица), выполняющие работы в рамках этапа проекта. Утверждающее лицо (У) – лицо, осуществляющее утверждение результатов этапа проекта (если этап предусматривает утверждение);

согласующее лицо (С) – лицо, осуществляющее анализ результатов проекта и участвующее в принятии решения о соответствии результатов этапа требованиям.

4.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования

–  –  –

Сравнение интегрального показателя эффективности текущего проекта и аналогов позволит определить сравнительную эффективность проекта.

Сравнительная эффективность проекта:

–  –  –

Таким образом, основываясь на определении ресурсосберегающей, финансовой, бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования, проведя необходимый сравнительный анализ, можно сделать вывод о превосходстве выполненной разработки над аналогами.

Список публикаций

Кузнецова М. Е., Беденко С. В. Разработка аналитической программы данных СВРК / VII Школа-конференция молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов – Северск: Изд-во СТИ НИЯУ МИФИ – 2016 г. – 159 с;

Кузнецова М. Е., Беденко С. В., Кнышев В.В., Веселов М.С.

Разработка аналитической программы данных СВРК / XIV Курчатовская междисциплинарная молодежная научная школа: сборник аннотаций – Москва: Курчатовский университет – 2016 г. – 28-29 с;

Кузнецова М.Е., Беденко С.В., Веселов М.С. Разработка программы для анализа данных СВРК / XII международная научнотехническая конференция студентов, аспирантов и молодых ученых «Энергия 2017»: материалы конференции – Иваново: ФГБОУ ВО ИГЭУ им. Ленина – 2017 г. – 120с;

Кузнецова М. Е., Кнышев В. В., Мендоса О.

Топливо для ВГТРУ малой мощности / VIII Международная научно-практическая конференция «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине»:

сборник тезисов докладов – Томск: Изд-во ТПУ – 2016 г. – 42-43 с;

Савасичев К. А., Кузнецова М.Е. и др. Численное моделирование радиационных полей в урановом производстве / VI Школа-конференция молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов – Томск : Изд-во СТИ


Похожие работы:

«ISSN 2223-0807 DOI 10.1872/MMF-2017-0 Министерство образования и науки РФ Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого СОВРЕМЕННОЕ МАШИНОСТРОЕНИЕ: НАУКА И ОБРАЗОВАНИЕ MMESE-2017 Материалы 6-й Международной научно-практическ...»

«Водяной насос WX15 Руководство по эксплуатации POWER EQUIPMENT Благодарим вас за то, что вы приобрели водяной насос Honda. Данное Руководство рассказывает об эксплуатации и техническом обслуживании водяного насо...»

«HANSA Кондиционер HAP 09 H Руководство пользователя Перед эксплуатацией внимательно прочтите настоящее руководство пользователя Содержание Меры предосторожности..3 Технические характеристики..3 Детали изделия..4 Аксессуары..5 Панель управления..6 Рекомендации по эксплуатации..7 Пульт ДУ..9 Кнопки...»

«ГОСТ 18659-81 Взамен ГОСТ 18659-73 УДК 665.455:006.354 Группа Ж18 ГОСУДАРСТВЕННЫЙ СТАНДАРТ СОЮЗА ССР ЭМУЛЬСИИ БИТУМНЫЕ ДОРОЖНЫЕ ТЕХНИЧЕСКИЕ УСЛОВИЯ Bitumen road emulsions. Technical requirements Постановлением Государственного комитета СССР по делам строительства от 31 декабря 1980 г....»

«ООО "Трон-ВТМ" Инструкция по эксплуатации радиостанции MegaJet MJ-600 Plus www.tron-vtm.ru ООО "Трон-ВТМ" СОДЕРЖАНИЕ Введение 3 Краткие технические характеристики и отличительные особенности. Основные особенности и функции....»

«Уход за охотничьем оружием, химическая обработка и чистка деталей. Очистка деталей. Удаление ржавчины Ржавчина с поверхностей деталей может удаляться либо механическим, либо химическим способом. Механический способ был рассмотрен ранее. При химическом...»

«ИЗВЕСТИЯ ТОМ СКОГО ОРДЕНА ТРУДОВОГО КРАСНОГО ЗНАМ ЕНИ ПОЛИТЕХНИЧЕСКОГО Т о м 95 И Н С Т И Т У Т А и мени С. М. К И Р О В А 1958 ВЛИЯНИЕ МОЛЕКУЛ КРИСТАЛЛИЗАЦИОННОЙ ВОДЫ НА ЭЛЕКТРИЧЕСКУЮ И МЕХАНИЧЕСКУЮ ПРОЧНОС...»

«Гетман Валерий Валериевич ОБОСНОВАНИЕ ПАРАМЕТРОВ СЕТИ МАРКШЕЙДЕРСКИХ ЗАМЕРОВ С УЧЕТОМ ПРОСТРАНСТВЕННОЙ ИЗМЕНЧИВОСТИ МОЩНОСТИ УГОЛЬНЫХ ПЛАСТОВ Специальность: 25.00.16 – "Горнопромышленная и нефтегазопромысловая геология, геофизика, маркшейдерское дело и геометрия недр" АВТОРЕФ...»

«АВТОМАТЫ КАЛАШНИКОВА МАЛОГАБАРИТНЫЕ АК102, АК104, АК105 ТЕХНИЧЕСКОЕ ОПИСАНИЕ И ИНСТРУКЦИЯ ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ Техническое описание и инструкция по эксплуатации автоматов Калашникова малогабаритных АК102, АК104, АК105 предназначены для...»

«AIKEN ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ АВТОНОМНЫЕ БЕНЗИНОВЫЕ Модели: MG 2500 M, MG 6500 M. РУКОВОДСТВО ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ. ВНИМАНИЕ! Прежде чем приступить к работе, внимательно изучите руководство по эксплуатации. Соблюдайте правила техники безопасности. ВВЕДЕНИЕ. Данн...»

«Руководство РАДИОСТАНЦИЯ по эксплуатации Содержание 1 Общие указания..2.Технические характеристики 3 Комплектность 4 Указания мер безопасности 5 Подготовка к работе 6 Порядок работы 6.1 Включение и выключение радиостанции 6....»

«АРМЯНСКАЯ НАУКА 1990 – 2008: СМЕНА ЭМИГРАЦИИ МИГРАЦИЕЙ Шарамбеян М. С., Балян А.Ж, Унанян С. Центр анализа и мониторинга научной информации Института Проблем Информатики и А...»

«РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО НАУКЕ И ИННОВАЦИЯМ ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ПРОМЫШЛЕННОСТИ КОМИТЕТ ПО НАУКЕ И ВЫСШЕЙ ШКОЛЕ САНКТ-ПЕТЕРБУРГА ГНЦ РФ ЦНИИ РОБОТОТЕХНИКИ И ТЕХНИЧЕСКОЙ КИБЕРНЕТИКИ ИНСТИТУТ ЛАЗЕРНЫХ И СВАРОЧНЫХ...»

«ТРИО 501 ИНСТРУКЦИЯ ПОЛЬЗОВАТЕЛЯ -1КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ Страницы Рекомендации, инструкции по безопасности 3-4 Установка Подключение к источнику газа 5-6 Подключение к электросети 6 Регулировка минимального пламени конфорок 7 Технические характеристики 7 Эксплуатация Варочная поверхность Газовые конфорки 8 Ду...»

«Содержание программы № п/п Наименование раздела страница 1 Пояснительная записка 3 2 Общая характеристика учебного предмета "Литература" 4 3 Место учебного предмета "Литература" в учебном плане 9 4 Учебно-тематическое план...»







 
2017 www.kniga.lib-i.ru - «Бесплатная электронная библиотека - онлайн материалы»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.