Реферат на тему Технологические процессы и системы автоматизации моего предприятия на сегодня (анализ технологического процесса и автоматизации)

Содержание:

ВВЕДЕНИЕ.. 2

1. Принцип действия топливного цикла
и базовых параметров АСУ.. 4

2. Сенсорные датчики и структура АСУ ТП энергоблока. 7

3. Алгоритмы обработки информации АЭС.. 11

4. Работа модулей и обработка информации САУ.. 13

5. Технологическая схема работы Белоярской АЭС и состав
элементов мониторинга и управления процессом.. 17

6. Пути улучшения и модернизации АСУ ТП АЭС в России. 22

7.
Особенности модернизации отдельных элементов АСУ ТП АЭС.. 29

ЗАКЛЮЧЕНИЕ.. 33

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ.. 34

Приложение
1 – блок-схема параметров разработки датчиков для промышленности. 35

Введение:

Автоматизация
— это то, с чем мы сталкиваемся каждый день. От проверки орфографии до круиз-контроля,
автоматизация помогла нам в выполнении черных задач из жизни, позволяя нам
сосредоточиться на более важных вещах. В контексте этой статьи мы рассмотрим
автоматизацию в области ядерной энергетики и конкретную роль, которую она
сыграла в трех основных авариях в истории ядерной промышленности. Мы посмотрим,
где улучшения были или рекомендованы для будущих сборок. Кроме того, мы
расскажем о том, как отрасль устанавливает и достигает целей большей
безопасности в атомной энергетике нового поколения. Автоматизация привела к
снижению затрат и повышению комфорта, безопасности, контроля качества,
эффективности, увеличения и масштаба работы в отрасли АЭС. С другой стороны,
это также может привести к потере навыков, меньшему участию людей, жесткости, отсутствию
доверия к системе, начальным затратам и несчастным случаям из-за потери
ситуационной осведомленности.

Россия является
одним из крупнейших в мире производителей ядерной энергии. В 2018 году общий
объем выработки электроэнергии на атомных электростанциях в России составил
202,87 ТВтч, что составляет 20,8% всей выработки электроэнергии. Установленная
валовая мощность российских ядерных реакторов составляет 31 315 МВт к декабрю
2018 года.

Россия планирует
увеличить количество действующих реакторов с 31 до 59. Старые реакторы будут
обслуживаться и модернизироваться, включая блоки РБМК, аналогичные реакторам в
Чернобыле. Российская энергетическая стратегия 2003 года установила
политический приоритет для сокращения поставок электроэнергии на основе
природного газа, чтобы достичь этого путем удвоения производства ядерной
энергии к 2020 году. В 2006 году Федеральное агентство по атомной энергии
(Росатом) объявило цели для будущего поколения ядерной энергетики: обеспечение
23% потребностей в электроэнергии к 2020 году и 30% к 2030 году. В 2013 году
российское государство выделило 80,6 млрд. Рублей (2,4 млрд. Долл. США) на
развитие своей атомной отрасли, особенно экспортные проекты, в которых
российские компании строят, владеют и эксплуатируют электростанцию, такую как
атомная электростанция Аккую.

В соответствии с
законодательством, принятым в 2001 году, все российские гражданские реакторы
эксплуатируются Энергоатомом. Совсем недавно, в 2007 году, российский парламент
принял закон «Об особенностях управления и распоряжения имуществом и долями
организаций, использующих атомную энергию, и о соответствующих изменениях в некоторых
законодательных актах Российской Федерации», в результате которого был создан
Атомэнергопром — холдинговая компания для всей российская гражданская атомная
отрасль, в том числе Энергоатом, производитель и поставщик ядерного топлива
ТВЭЛ, торговец ураном Техснабэкспорт (Тенекс) и строитель атомных объектов
Атомстройэкспорт.

Правительство
России планирует выделить 127 миллиардов рублей (5,42 миллиарда долларов) на
федеральную программу, посвященную технологиям атомной энергетики следующего
поколения. Около 1 триллиона рублей (42,7 миллиарда долларов) было выделено из
федерального бюджета на развитие атомной энергетики и промышленности до 2015
года. Через участие в проекте ИТЭР Россия также участвует в разработке ядерных
термоядерных реакторов.

В российской атомной отрасли занято
около 200 000 человек. Россия также реализует амбициозный план по увеличению
продаж реакторов, построенных Россией за рубежом, и к 2018 году строила или
планировала строительство 39 реакторов за рубежом.

Реактор с водой
под давлением ВВЭР-1200 — это система, предлагаемая в настоящее время для
строительства, являющаяся развитием ВВЭР-1000 с увеличенной выходной мощностью
до 1200 МВт (брутто) и обеспечивающей дополнительные функции пассивной
безопасности. В августе 2016 года первый ВВЭР-1200, Нововоронеж II-1, был
подключен к сети.

В 2016 году были
объявлены первоначальные планы по строительству 11 новых ядерных энергетических
реакторов к 2030 году, включая первый ВВЭР-600, меньшую версию ВВЭР-1200 с
двумя контурами охлаждения, предназначенную для небольших регионов и рынков. В
Красноярском крае также были утверждены общие планы по приповерхностным
хранилищам для отходов низкого и среднего уровня, а также по объектам глубокого
захоронения высокоактивных отходов.

В октябре 2017
года Росатом рассмотрел вопрос о переносе ввода в эксплуатацию новых атомных
станций в России из-за избыточных генерирующих мощностей и того, что цены на
новую атомную электроэнергию выше, чем на действующую электростанцию.
Правительство России рассматривает вопрос о сокращении поддержки новых ядерных
технологий в рамках своих контрактов на поддержку, называемых «Поставщики
поставок» (DPM), которые гарантируют разработчикам возврат инвестиций за счет
увеличения платежей от потребителей в течение 20 лет.

Заключение:

Согласно
Указу Президента РФ от 7 июля 2011г.№899«Об утверждении приоритетных
направлений развития науки, технологий и техники в Российской Федерациии
перечня критических технологий Российской Федерации», атомная энергетика и информационные
технологии относятся к приоритетным направлениям развития науки и техники в РФ.
АСУТП АЭС сочетают эти два направления и являются одним из высокотехнологичных
отечественных продуктов, используемых с успехом в России и на мировом рынке.
Это, в частности, подтверждается пуском АЭС «Бушер» в Иране и АЭС «Куданкулам»
в Индии, которые построены по проектам РФ и оснащены отечественным
оборудованием и АСУТП. Значительная часть решений по АСУТП эксплуатируются и на
отечественных АЭС, начиная с блока №3 Калининской АЭС.

Отечественные
АСУТП АЭС для водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), которые мы будем
рассматривать в работе, прошли несколько этапов в своем развитии. Первый этап –
это построение систем на основе жесткой логики, релейной техники,
индивидуальных приборов контроля и управления и информационно вычислительных
систем.

Эти
АСУТП были реализованы на малогабаритных реле и бесконтактных элементах и
поставлены на Нововоронежскую АЭС (блок № 5) и другие АЭС и выполняли весь
набор функций и задач, обеспечивающих надежную и безопасную работу АЭС по
существующим тогда нормам. Это было достигнуто усилиями многих организаций,
среди которых следует отметить Институт Атомэнергопроект, ЦНИИКА, ОКБ ГП, РНЦ
КИ и СНИИП. Используемые средства имели относительно малый срок службы и низкую
надежность. На данный момент времени завершена модернизация этих систем
автоматизации этих АЭС с использованием современных средств автоматизации.
Второе поколение АСУТП АЭС было создано в эпоху массового строительства АЭС с
ВВЭР, когда понадобились унифицированные решения. Отличия состоят в расширении
перечня функций и задач, применением модульной унифицированной элементной базы
на базе бесконтактных элементов и появлением компьютерных систем и дисплейных
средств контроля.

Типичные
представители АСУТП этого поколения установлены на АЭС с реакторной установкой
ВВЭР-320 (Запорожская и последующие АЭС). Переход на бесконтактные элементы
способствовал повышению надежности, но внес и такие негативные моменты как
задержки в прохождении команд и тендеции формирования ложных команд при отказах
в элементной базе. Ключевую роль в этой работе играли следующие организации:
Институт Атомэнергопроект, ЦНИИКА, ОКБ ГП, РНЦ КИ, СНИИП и НПО «Элва». Третье
поколение появилось в РФ в период массовой компьтеризации систем управления,
когда иностранные заказчики потребовали, чтобы АСУТП были микропроцессорными и
соответствовали требованиям МАГАТЭ в части функциональности, надежности и
безопасности. Этот момент совпал с развалом промышленности в РФ, включая
производство элементной базы и выпуск продукции Минприбором. Эта задача была
успешно решена и такие АСУТП появились в России (Калининская АЭС,
Нововоронежская АЭС) и за рубежом (Иран, Индия). Ключевую роль в этой работе
играли следующие организации: Институт Атомэнергопроект, ОКБ ГП, РНЦ КИ, ИПУ
РАН, СНИИП, ВНИИА и НИИИС.

Фрагмент текста работы:

1. Принцип действия топливного цикла
и базовых параметров АСУ

Преобразование в
электрическую энергию происходит косвенно, как на обычных тепловых
электростанциях. Деление в ядерном реакторе нагревает теплоноситель реактора.
Хладагент может быть водой или газом, или даже жидким металлом, в зависимости
от типа реактора. Затем теплоноситель реактора поступает в парогенератор и
нагревает воду для производства пара. Пар под давлением обычно подается в
многоступенчатую паровую турбину. После того как паровая турбина расширилась и
частично сконденсировала пар, оставшийся пар конденсируется в конденсаторе.
Конденсатор представляет собой теплообменник, который подключен к вторичной
стороне, такой как река или градирня. Затем вода закачивается обратно в парогенератор,
и цикл начинается снова. Водно-паровой цикл соответствует циклу Ранкина.

Ядерный реактор —
это сердце станции. В его центральной части ядро ​​реактора выделяет тепло за
счет ядерного деления. С помощью этого тепла охлаждающая жидкость нагревается,
когда она прокачивается через реактор, и тем самым отводит энергию из реактора.
Тепло от ядерного деления используется для поднятия пара, который проходит
через турбины, которые в свою очередь приводят в действие электрические
генераторы.

Ядерный топливный
цикл, также называемый ядерной топливной цепью, представляет собой прохождение
ядерного топлива через ряд различных этапов. Он состоит из этапов на переднем
конце, что представляют собой подготовку топлива, этапов в период службы, в
которых топливо используется во время работы реактора, и этапов на заднем
конце, которые необходимы для безопасного управления, удержания и
перерабатывать или утилизировать отработанное ядерное топливо.

Если отработавшее
топливо не перерабатывается, топливный цикл называется открытым топливным
циклом (или однократным топливным циклом); если отработанное топливо
подвергается переработке, оно называется замкнутым топливным циклом.