Дипломная работа (бакалавр/специалист) на тему Многоканальный имитатор сигналов камер деления.

Содержание:

Список сокращений 5
Введение 6
Раздел 1 Обзор литературы по теме исследования. Обзор многоканальных имитаторов сигнала камер деления 9
1.1 Принципы работы имитаторов сигнала 9
1.2Обзор существующих аналогов и конструкций 11
Раздел 2 Проектирование схемы многоканального имитатора 15
2.1 Анализ требований к проектированию имитатора сигнала 15
2.2Проектирование структурной схемы устройства 15
2.3 Описание выбора функциональной схемы устройства 16
Раздел 3. Проектирование принципиальной схемы устройства 20
3.1 Выбор элементной базы 20
3.2 Выбор операционного усилителя 21
3.3 Выбор микроконтроллера 22
3.4 Принципиальная схема имитатора сигналов 33
3.5 Интерфейс связи 34
Раздел 4. Практическая часть 38
4.1 Компоновка устройства и оценка характеристик 38
4.2 Расчет потребляемой мощности 45
4.3 Измерения и испытания 47
Раздел 5. Расчет технико-экономических показателей выполнения проекта 55
5.1Обоснование разработки имитаторов сигнала 55
5.2 Определение показателей экономического обоснования проектируемого изделия 58
Раздел 6 Безопасность жизнедеятельности 72
6.1 Краткая характеристика пожарной безопасности в цехе сборки аппаратуры 72
6.2 Оценка категории взрыво- и пожароопасности предприятия 73
6.3 Безопасность жизнедеятельности при работе за компьютером 77
Заключение 84
Список использованной литературы 85

Введение:

В настоящее время на земле много ядерный установок. Ядерный реактор-устройство, предназначенное для организации управляемой реакции самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Для контроля текущего состояния ядерных реакторов широко используются приборы вычисления реактивности. Принцип таких приборов основан на решении обращенного уравнения кинетики ядерного реактора при входном сигнале, пропорциональном нейтронному потоку реактора. Для эксплуатации ядерных реакторов необходим контроль их мощности и критичности. Задача контроля мощности в энергетическом диапазоне может быть решена путем анализа выходных теплотехнических параметров реактора (температуры и расхода теплоносителя, расхода пара и т. п ). Однако измерения мощности по теплотехническим параметрам очень инерционные и не могут быть использованы для ряда задач управления, например для аварийной защиты. На малых мощностях оценка состояния реактора, которое главным образом определяется его эффективным коэффициентом размножения k , по теплотехническим параметрам вообще невозможна, так как тепловая мощность реактора определяется остаточными тепловыделениями и не зависит от коэффициента размножения. Поэтому наряду с контролем теплотехнических параметров реактора, которые непосредственно определяют технологию выработки электроэнергии, состояние реактора контролируется по нейтронной составляющей реакторного излучения. Реакторное излучение, сопровождающее протекание цепной ядерной реакции, представляет собой многокомпонентный поток, состоящий из осколков делящихся ядер, нейтронов, гамма-квантов, альфа-частиц и бетта-частиц и нейтрино. Осколки ядер, альфа- и бетта-частицы и большая часть гамма-квантов имеют малую длину пробега в веществе, поэтому величина их потока в данной точке не определяет состояние реактора в целом. Измерение потока этих составляющих реакторного излучения, в частности гамма-квантов, используется для относительной оценки распределения энерговыделения по реактору. Та часть гамма-квантов, которая имеет большую длину пробега, также не может использоваться для оперативной оценки состояния реактора, так как эти гамма-кванты выделяются в основном из осколков деления со значительным запаздыванием и характеризуют не текущее, а прошлое состояние реактора. Определение величины потока нейтрино, образующегося в ядерном реакторе, представляет собой пока технически нереализуемую задачу. Таким образом, единственной компонентой реакторного излучения, которая может быть использована для характеристики текущего состояния реактора в целом, являются нейтроны.
Измерение потока нейтронов обладает следующими преимуществами:
— тепловыделение в реакторе, работающем в энергетическом диапазоне, пропорционально среднему потоку нейтронов в активной зоне, т. е. его мощность может быть приближенно определена по величине потока;
— измерение коэффициента размножения как в критическом, так и в подкритическом состоянии практически мгновенно сказывается на изменении нейтронного потока, что может быть определено системой контроля.
По правилам ядерной безопасности в состав любой реакторной установки должны сходить системы управления и защиты, предназначенные для контроля плотности нейтронного потока, скорости его изменения и защиты по этим параметрам. На разных этапах жизнедеятельности ядерный реакторов – при физическом пуске, эксплуатации на мощности , остановке реактора , проведении ремонтных работ осуществляется контроль за состоянием активной зоны с помощью приборов измерения мощностного сигнала и реактиметров. Для того, чтобы обеспечить достоверность измерений эти приборы должны в процессе эксплуатации подвергаться периодическим поверкам, а непосредственно перед их подключением в измерительную схему проходить оперативную проверку работоспособности. При этом используются специально предназначенные для этих целей устройства – имитаторы сигнала камеры деления ядерного реактора, в которых реализованы те или иные способы имитации спектрометрического сигнала, пропорционального нейтронному потоку ядерного реактора.
В данной работе разрабатывался многоканальный модуль имитации сигналов камер деления который применяется в качестве испытательного оборудования в системах управления и защиты РУ.
Данное устройство передает сигналы, пропорциональные плотности нейтронного потока, приборам, отвечающим за измерения реактивности и мощности реактора.

Заключение:

В результате выполнения выпускной квалификационной работы была проведена разработка многоканального имитатора сигналов камеры деления.
В работе разрабатывался многоканальный модуль имитации сигналов камер деления, который применяется в качестве испытательного оборудования в системах управления и защиты РУ.
Данное устройство передает сигналы, пропорциональные плотности нейтронного потока, приборам, отвечающим за измерения реактивности и мощности реактора.
В первом разделе приведена характеристика существующих имитаторов сигналов. Установлено, что среди недостатков аналогов можно выделить маленькое количество каналов, а также невозможность работы одновременно в импульсном и токовом режиме.
Во втором разделе работы проведено формирование требований к имитатору сигналов камеры деления. Рассмотрено описание функциональной схемы устройства.
Третий раздел посвящен выбору элементной базы. Особое внимание уделено выбору микроконтроллера, ЦАП и интерфейса связи.
В четвертом разделе рассмотрена конструкция разрабатываемого прибора.
Пятый раздел посвящен технико-экономическому обоснованию выполнения проекта. Установлено, что устройство имеет более высокий технический уровень по сравнению с аналогом. Данная разработка также имеет достаточно хороший срок окупаемости 3,19 года.
В шестом разделе работы рассмотрены вопросы охраны труда и безопасности жизнедеятельности.

Фрагмент текста работы:

Принцип работы имитатора сигналов заключается в том, что массив данных загружается в память генератора в виде последовательности сигналов с фиксированной загрузкой из указанной директории.Затем пользователь выбирает амплитуду напряжения выходного сигнала для подбора параметров подключения имитатора.Пользователь может запускать и прекращать генерацию сигнала, менять в процессе амплитуду сигнала, осуществлять однократный пуск.
Для надежной работы в составе каналов контроля ядерного реактора реактиметры и периодометры должны проходить периодические поверки и проверки работоспособности. Для этой цели применяются специализированные приборы – имитаторы сигналов камер деления, которые можно использовать для настройки реактиметров, периодометров и для проверки аппаратуры система управления и защиты ядерного реактора.
Выходной сигнал имитатора моделирует изменение нейтронного потока (мощности реактора) при постоянном значении реактивности,а также периода, соответствующее решение известной системы уравнений нейтронной кинетики:
{█(dn/dt = (p-β)/(l*) n+∑_(i=1)^6▒〖λ_i C_i,〗@(dC_i)/dt=(β_i n)/(l*) — λ_i C_i,)┤(1.1)
где n- плотность нейтронов;
〖β_i,λ〗_i- характеристики i-ой группы запаздывающих нейтронов;
β– доля запаздывающих нейтронов;
l*- время жизни мгновенных нейтронов;
C_i- концентрация предшественников запаздывающих нейтронов i-ой группы, p- величина реактивности.
Важным параметром при пуске реактора является период. В общем случае при изучении аналогов установлено, что приборы контроля ядерных параметров осуществляют измерение трех важнейших параметров:
1. Нейтронной мощности N (Обычно это гальванометр измеряющий ток камер в пределах одной так называемой «декады», от 1 до 10, и переключатели декад или порядков);
2. Периода Т ( это т.н. периодомер: цифровой или стрелочный, с логарифмической шкалой);
3. Реактивности (реактиметр ρ).