Автоматизация процесса переработки ядерных отходов

Содержание

 

 

	Введение	4
1	Постановка задачи	5
1.1	Описание технологического процесса	5
1.2	Описание имеющихся средств  автоматизации	13
1.3	Требования к программно–техническому комплексу	17
2	Выбор конфигурации и средств локальной  вычислительной сети	19
2.1	Структура вычислительного комплекса	19
2.2	Конфигурация локальной вычислительной сети	20
3	Создание локального уровня автоматизации	22
3.1	Сравнительный анализ существующих контроллеров. Выбор ПЛК	22
3.2	Алгоритм управления	24
3.3	Листинг программы	26
4	Создание мнемосхемы для АРМ  оператора	34
	Заключение	36
	Список использованной литературы	37
	Приложение А (обязательное)	38
	Приложение Б (справочное)	40

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

 

 

Успехи в развитии ядерной промышленности в значительной степени стали возможны вследствие создания и развития приборостроения ядерной энергетики и перерабатывающей индустрии. Успешный процесс переработки отработавшего ядерного топлива зависит от строгого контроля и поддержания на заданном уровне давления, температуры, расхода промежуточных фракций переработки, а также от контроля качества выходного продукта. Поэтому современное топливоперерабатывающее производство возможно только при оснащении технических установок соответствующими автоматическими измерительными приборами, информационно – измерительными системами и системами автоматического управления.

Таким образом, современный этап развития добычи, использования и переработки ядерного топлива немыслим без применения контрольно – измерительных приборов.

^{Основной технической  базой автоматизации  управления технологическими процессами являются специализированные микропроцессорные устройства. При изучении специализированных микропроцессорных устройств рассматриваются приемы проектирования как аппаратных, так и программных средств. Проектирование аппаратных средств требует знания  особенностей микропроцессорных комплектов микросхем различных серий и функциональных возможностей микросхем, входящих в состав микропроцессорного комплекта, умения правильно выбрать серию. Проектирование программных средств требует знаний, необходимых для выбора метода и алгоритма решения задач, входящих в функции микропроцессорного устройства, для составления программы (часто с использованием языков низкого уровня} –  ^{языка кодовых комбинаций, языка Ассемблера), а также умения использовать средства отладки программ. Основой микропроцессорного устройства является микропроцессор – интегральная схема, обладающая такой же производительностью при переработке информации, что и большая ЭВМ.}

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

^{1 Постановка  задачи}

 

 

1. ^{Описание  технологического процесса}

 

^{1.1.1 Регенерация ядерного топлива. Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе, осуществляется для решения таких задач, как}

• ^{получение урана и плутония для производства нового топлива;}
• ^{получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;}
• ^{получение  разнообразных  радиоизотопов,  находящих  применение  в  медицине, промышленности и науке;}
• ^{получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы отработавшего ядерного топлива;}
• ^{решение экологических проблем, связанных с захоронением радиоактивных отходов.}

^{В настоящее время  количество отработавшего ядерного топлива постоянно увеличивается, и его регенерация является основной  задачей радиохимической технологии  переработки отработавших  тепловыделяющих элементов (твэлов). В процессе переработки  в  первую  очередь  проводится  выделение  урана  и  плутония  и очистка их  от радиоактивных  продуктов  деления,  в  том  числе  от нейтронопоглощающих нуклидов (нейтронных  ядов),  которые при повторном использовании  делящихся материалов  могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции. Для случая деления урана–235  тепловыми нейтронами кривая распределения продуктов деления по массам представляет  собой «двугорбую»  кривую (рисунок 1.1):  максимальные  выходы  приходятся  на  изотопы  с массами 95 и 140, некоторые из которых – сильные нейтронные яды и их необходимо удалить из топлива.}

^{Известно  также,  что  среди  радиоактивных  продуктов  деления содержится  большое количество  ценных  радионуклидов,  которые  можно  использовать  в  области  малой  ядерной энергетики (радиоизотопные  источники  тепла  для  термогенераторов  электроэнергии),  а  также для  изготовления  источников  ионизирующего  излучения.  Применение  находят  трансурановые элементы,  получающиеся  в  результате  побочных  реакций  ядер  урана  с нейтронами. Радиохимическая технология переработки отработавшего ядерного топлива должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес.}

  ^{Процесс  химической  переработки  отработавшего топлива связан  с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер  урана. Эта проблема –  одна из наиболее  серьезных и трудно  решаемых проблем  развития ядерной энергетики.}

Рисунок 1.1

 

  ^{Первая  стадия  радиохимического  производства  включает  подготовку топлива,  т.е.  в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек твэлов. После этого топливная композиция становится доступной для действия химических реагентов.}

  ^{Следующая   стадия  связана   с  переводом  ядерного  топлива в ту  фазу,  из  которой будет производиться химическая обработка:  в раствор,  в расплав,  в газовую фазу. Перевод  в  раствор чаще  всего  производят  растворением  в  азотной  кислоте. При этом  уран  переходит в шестивалентное  состояние и образует  ион уранила, UO₂2+,  а плутоний –  частично в шести– и в четырехвалентное состояние, PuO₂2+ и Pu4+, соответственно.  Перевод  в  газовую  фазу  связан  с образованием  летучих  галогенидов  урана  и  плутония.  После перевода ядерных материалов соответствующую  фазу  проводят  ряд  операций,  непосредственно  связанных  с  выделением  и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта.}

^{Переработка (репроцессинг) отработавшего ядерного топлива  заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций  осколочных  элементов (96 %  отработавшего ядерного топлива  –  это 235U  и 238U,  около 1% – Pu, 2–3% – радиоактивные осколки деления). В 1 т ядерного топлива  на момент извлечения из реактора содержится 950–980  кг 235U  и 238U, 5,5–9,6  кг Pu,  а также небольшое количество  α–излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг отработавшего ядерного топлива. Именно эти  элементы  в  ходе замкнутого  ядерного топливного цикла  необходимо  выделить,  сконцентрировать,  очистить  и перевести в необходимую химическую форму.}

^{Технологический процесс переработки  отработавшего ядерного топлива включает:} 

• ^{механическую фрагментацию (рубку) ТВС и твэлов с целью вскрытия топливного материала;}
• ^{растворение;} 
• ^{очистку растворов балластных примесей;} 
• ^{экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;}
• ^{выделение  диоксида  плутония,  диоксида  нептуния,  гексагидрата  нитрата  уранила  и  закиси–окиси урана;}
• ^{переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.} 

^{В  основе  технологии  выделения  урана  и  плутония,  их  разделения  и  очистки  от  продуктов деления  лежит процесс  экстракции урана  и плутония трибутилфосфатом (ТБФ). Он осуществляется на многоступенчатых  экстракторах  непрерывного  действия.  В результате  уран  и плутоний очищаются  от  продуктов  деления  в  миллионы  раз.  Переработка отработавшего ядерного топлива  связана с образованием небольшого  объема  твердых  и  газообразных  радиоактивных отходов  активностью около 0,22  Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.}

^{1.1.2 Особенности переработки отработавшего ядерного топлива. Твэлы  энергетических  реакторов  существенно  отличаются  от  твэлов  реакторов  для производства плутония. Для наработки плутония используют реакторы на тепловых нейтронах с низким  температурным  потенциалом.  Топливо  этих  реакторов  содержит  природный  или низкообогащенный металлический уран или его сплавы в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Такие композиции предназначены только для использования при температуре ниже 200оС. В химическом отношении это сравнительно легко растворимые композиции.}

^{Развитие  ядерной  энергетики  потребовало  создания  реакторов с более высоким температурным  потенциалом  для  производства  перегретого  пара.  твэлы  энергетических реакторов  изготавливают  из  термостойких UO₂  или PuO₂,  из  смешанных уран–плутониевых окислов (UO₂·PuO₂).  Для реакторов–размножителей  на  быстрых  нейтронах  перспективно топливо на основе карбидов UC, PuC, (U, Pu)C и нитридов UN, PuN, (U, Pu)N. Это топливо имеет большую по сравнению с окислами теплопроводность.}

^{Оболочки  твэлов  изготавливают  также  из  термостойких,  механически  прочных  и коррозионностойких материалов с высокой теплопроводностью. Как  правило,  это  цирконий  и его  сплавы  или  нержавеющая  сталь. Оболочки  из  циркония  позволяют  повысить  температуру активной зоны реактора до 540оС, а из нержавеющей стали – до 800оС и выше, в зависимости от ее  состава. Однако  большое  количество  железа  в  конструкционных  материалах  приводит  к необходимости  увеличивать  количество  делящихся  материалов в сердечниках твэлов,  т.е. использовать  более  высокообогащенное  ядерное  топливо,  так  как  железо,  а  также  примеси кобальта и никеля имеют  большое  сечение  захвата  тепловых нейтронов. Все конструкционные материалы отличаются химической  стойкостью,  и  растворение  их  представляет  серьезную проблему.  Кроме  делящихся  материалов,  твэлы  могут  содержать  различные  накопители  и покрытия,  состоящие из нержавеющей  стали, циркония, молибдена, кремния,  графита, хрома и др.  При  растворении  ядерного  топлива  эти  вещества  не  растворяются  в  азотной  кислоте  и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.}