Компьютерное моделирование работы ядерного реактора

Содержание

Слайд 2

Цель исследования : Создание компьютерной программы, позволяющей моделировать изменение параметров работы ядерного

Цель исследования : Создание компьютерной программы, позволяющей моделировать изменение параметров работы ядерного
реактора и управлять им.

Проанализировать научную литературу по теме исследования;
Изучить работу ядерного реактора;
Создать компьютерную программу по моделированию работы ядерного реактора.

ЭТАПЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

Слайд 3

Гипотеза: Если создать компьютерную программу, моделирующую параметры работы ядерного реактора, то появится возможность

Гипотеза: Если создать компьютерную программу, моделирующую параметры работы ядерного реактора, то появится
экспериментирования по изменению этих параметров в затрудненных финансовых и физических условиях, так как компьютерные модели проще и удобнее в использовании на производстве. Новизна научной работы: В настоящее время в Казахстане практически отсутствуют отечественные разработки в области управления ядерными реакторами.

Слайд 4

Атомная электростанция (АЭС) – ядерная установка для производства энергии в заданных режимах

Атомная электростанция (АЭС) – ядерная установка для производства энергии в заданных режимах
и условиях применения, располагающаяся в пределах определённой проектом территории, на которой для осуществления этой цели используются ядерный реактор (реакторы) и комплекс необходимых систем, устройств, оборудования и сооружений с необходимыми работниками (персоналом).

Слайд 5

Ядерный реактор – это устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции

Ядерный реактор – это устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции
деления, которая всегда сопровождается выделением энергии (1 МВт на 3·1016 актов деления в секунду).

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах 1-Управляющий стержень; 2- Радиационная защита; 3-Теплоизоляция; 4- Замедлитель; 5- Ядерное топливо; 6- Теплоноситель

Слайд 6

Компьютерная модель включает в себя модель ядерного реактора с автоматическим управлением и

Компьютерная модель включает в себя модель ядерного реактора с автоматическим управлением и
контролем параметров реакции. Разработка программы выполнена в среде разработки Microsoft Visual C++ 6.0. В программе обеспечена возможность подачи команд оператором и моделирования нештатных ситуаций. Программа создана для работы под управлением операционной системы Windows.

Интерфейс пользователя

Слайд 7

Оперативно реагировать на изменения условий протекания реакции путем выработки необходимых корректирующих воздействий

Оперативно реагировать на изменения условий протекания реакции путем выработки необходимых корректирующих воздействий
;
Гарантировать поддержание всех важных параметров в допустимых пределах;
При выходе параметров за пределы нормального диапазона попытаться восстановить нормальный режим работы;
Если параметры работы реактора таковы, что ситуация не может быть исправлена, производить экстренную остановку реактора; В критических ситуациях управления на себя должен брать блок защиты системы.

Функциональная спецификация системы Система управления должна выполнять следующие функции :

Слайд 8

Описание логики управления

Логика управления сосредоточена в системонезависимой автоматной части. Автоматы реализованы как

Описание логики управления Логика управления сосредоточена в системонезависимой автоматной части. Автоматы реализованы как отдельные функции.
отдельные функции.

Слайд 9

Автомат управления теплоносителем (A1)
Как следует из названия, этот автомат управляет теплоносителем.

Автомат управления теплоносителем (A1) Как следует из названия, этот автомат управляет теплоносителем.
Для этого он использует информацию о температуре и, частично, о количестве нейтронов. Логика этого автомата имеет схожую структуру с логикой автомата А2, управляющего стержнями. В качестве выходных воздействий в автомате используются функции «увеличить скорость теплоносителя» и «уменьшить скорость теплоносителя».
Автомат управления стержнями (A2)
Этот автомат управляет стержнями. Для этого он использует информацию о количестве нейтронов и о температуре. Логика этого автомата имеет схожую структуру с логикой автомата А1. В качестве выходных воздействий в автомате используются функции «увеличить глубину погружения стержней» и «уменьшить глубину погружения стержней».
Автомат управления запуском (A3)
Этот автомат вызывается из автомата A0, когда его состояние соответствует запуску реактора. Автомат A3 отвечает за действия, связанные с запуском реактора: он ничего не делает до тех пор, пока не будет произведена предпусковая инициализация ретьих (не рассматриваемых в работе) систем (долговременные операции, такие как, разогрев труб). После этого автомат обеспечивает начальный разгон теплоносителя до определенной скорости с тем, чтобы автомат A0 мог перейти в состояние «Работа».
Автомат управления остановом (A4)
Этот автомат получает управление от автомата A0 в состоянии штатного останова реактора, которое происходит в случае нажатия оператором специальной кнопки на панели управления. Логика управления достаточно проста: сначала производится опускание стержней до максимума, затем реактор охлаждается (для этого теплоноситель разгоняется), а потом производится торможение теплоносителя.
Автомат аварийного управления остановом (A5)
Этот автомат, также как и автомат A4, управляет остановом, однако разница в том, что здесь останов экстренный. При первой передаче управления этому автомату включается аварийный звуковой сигнал. После этого автомат производит экстренные действия, связанные с быстрой нейтрализацией последствий факторов, вызвавших аварийную ситуацию.

Слайд 10

В результате работы мы достигли своей цели и подтвердили гипотезу изложенные в

В результате работы мы достигли своей цели и подтвердили гипотезу изложенные в
абстракте.
В виду недоступности некоторых технических характеристик ядерного реактора описанной в работе, модель получилась приближенная. Однако при наличии точных данных модель легко усовершенствовать. Результаты работы можно использовать в обучении школьников и студентов, связанных с решением задач атомной энергетики.
Учитывая все вышесказанное, мы можем сделать следующие выводы:
Компьютерное моделирование позволяет проводить эксперименты, реализация которых в реальности дорогостояще, длительно, труднодоступна.
Полученные результаты позволяют с полной уверенностью утверждать, что в Казахстане возможна разработка программного обеспечения для управления ядерными реакторами.
Поскольку большинство данных по атомной технике относится к государственной или военной тайне, компьютерная модель получилась приближенной.
Данная работа может быть продолжена и улучшена при наличии точных данных и перерасти в серьезную исследовательскую работу, и служит для развития атомной энергетики Казахстана.

Заключение

Слайд 11

 
/ / NUKE_DATA..h
/ /
#ifnder NUKE_DATA_H_
#define NUKE_DATA_H_
#include “nuke_common.h”
const double SECONDS_IN_TICK = 1e-6;
/ /

/ / NUKE_DATA..h / / #ifnder NUKE_DATA_H_ #define NUKE_DATA_H_ #include “nuke_common.h” const
шаг извлечения/погружения стержней [ проценты ]
const double PIVOT_H_H = 0.2;
/ / начальная глубина погружения стержней [ проценты ]
const double INITIAL_PIVOT_H = 100;
/ / начальная скорость циркуляция теплоносителя [ проценты ]
const double INITIAL_HEAT_CARRIER _V = 1;
const double HEAT_ CARRIER _V_STEP = 5.0;
const double CALULATE_TICKS = 0.1; / / на столько увеличивается время при расчете
/ / const double smallest_time_tick == 1;
class Nuke_model;
/ / - [ структура данных для обмена между модулям]
struct Nuke_data
{
friend class Nuke_model; / / модели должны быть доступны любые изменения параметров
private:
timetype _time; / / текущее время реактора (модели)
/ / Сделаны графики
double _h; / / глубина погружения стержней, в процентах (0-100)
double _k; / / коэфицент размножения (примерно равен 1)
double _v; / / скорость обращения теплоносителя, в процентах (0-100)
double _n; / / число вылетающих нейтронов, в процентах (0-100)
double _Thc; / / температура теплоночителя, в процентах (0-100)
/ / Не сделаны графики
double _Twa; / / температура рабочей зоны
double _ N; / / тепловая мощность
double _P; / / полезная мощность (электрическая)
/ / смещения для основных параметров
double _dtime; / / смещения по времени (вперед/назад)
double _dh; / / смещения глубины погружения (напр. стержень сломался)
double _dk; / / смещения к-та размножения (напр. дырка в реактора)
double _dv; / / смещения скорости теплонос (затор в трубах)
double _dn; / / изменения числа нейтронов (доп. источник)
double _dTwa; / / изменения темп. акт. Зоны (нарушен теплооток)
double _dThc; / / изменения темп. Теплоносителя (нарушен теплопоток)
public;
/ / constructor
inline Nuke _data ();
/ / getters
inline timetype time () const;
inline double h () const;
inline double k() const;
inline double v() const;
inline double n() const;
inline double Thc() const;
inline double Twa() const;
inline double N() const;
inline double P() const;
/ / setters: будут реализованы лишь примитивные сеттеры, не требющие сложных расчетов.Все нетривиальные, а также зависимые от выбранной модели расчеты будут производиться в Nuke_model
/ /
/ /
protected:

Слайд 12

 
/ / main parameters
inline vold inc_time (timetype dt); / / инкрементировать

/ / main parameters inline vold inc_time (timetype dt); / / инкрементировать
время на dt
inline void inc_h( ); / / инкрементировать h – “погрузить стержни” на величину
inline void dec_h( ) / / инкрементировать h – “выдвинуть стержни” на величину
inline void set_v(double v); / / установить скорость циркуляция теплоносителя
inline void inc_v(); / / инкрементировать v
inline void dec_v(); / / инкрементировать v
inline void set_Twa(double Twa);
/ / additional parameters
inline void set_dtime(double dtime); / / установить смещение параметра
inline void set_dh(double dh); / / установить смещение параметра
inline void set_dk(double dk); / / установить смещение параметра
inline void set_dv(double dv); / / установить смещение параметра
inline void set_dn(double dn); / / установить смещение параметра
inline void set_dTwa(double dTwa); / / установить смещение параметра
inline void set_dThc(double dThc); / / установить смещение параметра
/ / inline void set_P(double P); задать уровень полезной мощности
/ / inline void set_k(double);
/ / inline void set_n(double);
/ / inline void set_Twc(double);
/ / inline void set_Twa(double);
/ / inline void set_N(double);
};
struct Csystem_data;
struct Useriface_data;
/ / - [ структура только для чтения – возраст
/ / struct Readonly_data : public Nuke_data
/ / {
/ / );
/ / - [ структура данных для блока управления ЯР
/ / доступны изменения:
/ / инкрементировать h – “ погрузить стержни ” на величину
/ / декрементировать h – “ выдвинуть стержни ” на величину
/ / установить скорость циркуляции теплоносителя
struct Csystem_data : public Nuke_data
{
public:
Csystem_data(const Nuke_data& data) : Nuke_data(data) {}
inline void cd_inc_h() { ibc_h(); }
inline void cd_dec_h() { dec_h(); }
inline void cd_set_v(double v) { set_v(v); }
inline void cd_inc_v() { inc_v(); }
inline void cd_dec_v() { dec_v(); }
};
/ / - [ структура данных для интерфейса пользователя
/ / доступны изменения;
/ / инкрементировать h – “погрузить стержни” на величину
/ / установить скорость циркуляции теплоносителя
struct Useriface_data : public Nuke_data
{
public:
Useriface_data(const Nuke_data& data) : Nuke_data(data) {}
inline void ud_inc_h() { ibc_h(); }
inline void ud_dec_h() { dec_h(); }
inline void ud_set_v(double v) { set_v(v); }
inline void ud_set_dtime(double dtime); { set_dtime(dtime); }
inline void ud_set_dh(double dh); {set_dh(dh);}
inline void ud_set_dk(double dk); {set_dk(dk);}
inline void ud_set_dv(double dv); {set_dv(dv);}
inline void ud_set_dn(double dn); {set_dn(dn);}
inline void ud_set_dTwa(double Twa); {set_dTwa(dTwa);}
inline void ud_set_dThc(double dThc); {set_ dThc (dThc);}
Имя файла: Компьютерное-моделирование-работы-ядерного-реактора.pptx
Количество просмотров: 38
Количество скачиваний: 0