Міністерство освіти і науки України

Житомирський державний технологічний університет

Затверджено

на засіданні кафедри

автоматики і управління

в технічних системах

Протокол №1 від 31.08.2010 р.

Методичні вказівки

до лабораторних робіт

з дисципліни

«Комп’ютеризовані системи управління»

для студентів спеціальності «Системи управління і автоматики»

Житомир

2010

Методичні вказівки до лабораторних занять з дисципліни «Комп’ютеризовані системи управління» для студентів спеціальності «Системи управління і автоматики» / Укл. Т. М. Локтікова. – ЖДТУ, 2010. – 50 с.

Укладач Т. М. Локтікова, ст. викладач.

Комп’ютерний набір та верстка: І. В. Фурлет.

Відповідальний редактор В. В. Гніліцький, к. т. н., доц.

Рецензенти:

1. Є. С. Купкін, к. т. н., доц.

2. Ю. О. Подчашинський, к. т. н., доц.

вступ

У даних методичних вказівках розглянуті основні етапи розробки сучасної автоматизованої системи управління на прикладі інформаційно-вимірювальної системи дослідницького ядерного реактора СМ-3, а саме: дослідження об’єкта управління, вибір та обґрунтування структурної схеми систем, конструктивне оформлення системи, оцінка її надійності. Розробку системи здійснено на базі сучасних технічних засобів відомих фірм Advantech, Octagon Systems.

Ці методичні вказівки можуть бути використані для проведення лабораторно-практичних занять студентами денної та заочної форми навчання, а також для виконання контрольних робіт студентами заочної форми навчання.

Лабораторна робота №1 Дослідження об’єкта керування

Мета роботи: навчитися формулювати вимоги до автоматизованої системи на основі визначення призначення, галузі застосування, побудови, принципу роботи ОК.

Виконання роботи

(на прикладі інформаційно-вимірювальної системи дослідницького ядерного реактора СМ-3)

1.1. Історія реактора см-3

Форсований розвиток атомної енергетики й оборонні завдання, висунули на початку 50-х років 20-го сторіччя на перший план проблему створення експериментальної бази для проведення фундаментальних і прикладних досліджень. Був потрібний потужний дослідницький реактор, який дозволив би моделювати умови роботи матеріалів в енергетичних реакторах у потоках нейтронів високої щільності, проводити тонкі дослідження з ядерної фізики, виробляти ізотопи й елементи, включаючи далекі трансуранові. Ці доводи лягли в основу вибору технічних рішень для реактора СМ і його декількох реконструкцій.

Проект реактора, ініційований І. В. Курчатовим і С. М. Фейнбергом, виконав НДКІЕТ.

Реактор був уведений в експлуатацію в 1961 році з первісною тепловою потужністю 50МВт. Після заміни в 1965 р. пластинчастих твелів на хрестоподібні й збільшення довжини їх паливної частини з 250 до 350 мм потужність реактора була підвищена до 75МВт, а після встановлення в 1974 р. нових теплообмінників – до 100МВт.

Створення реактора СМ стало найважливішою віхою світового й вітчизняного реакторобудування, що відкрила широкі можливості для науково-технічних досліджень.

Більш як за 40 років роботи реактор неодноразово реконструювався. У результаті реконструкцій, що розширюють експериментальні можливості реактора, були внесені зміни в конструкцію активної зони й відбивача, усі основні технологічні системи й експериментальні пристрої. Частина змін була внесена цільовим образом у зв'язку з появою й поступовим розширенням державних нормативних вимог по безпеці дослідницьких реакторів.

У цей час безпека реактора забезпечена [   ]:

• бар'єрами безпеки (зерна урану в матриці паливної композиції, оболонка твела, герметичний перший контур, герметичні приміщення, системи очищення води й повітря);

• властивістю внутрішньої самозахищеності (негативний температурний і потужнісний коефіцієнти реактивності);

• достатньою стійкістю до зовнішніх впливів і помилок персоналу;

• наявністю надійних систем безпеки.

У ході великої реконструкції 1991-1992 років [   ]:

• виготовлений і встановлений новий корпус реактора (збережений старий корпус є опорною конструкцією й додатковим бар'єром безпеки);

• змінена траса трубопроводів першого контуру, забезпечене підведення й відведення теплоносія у верхню частину корпуса;

• модифіковані системи безпеки (система аварійного охолодження, електропостачання, пожежогасіння), споруджений резервний щит керування;

• створений вимірювально-обчислювальний комплекс усіх технологічних параметрів на базі ЕОМ.

Реконструкція викликала зміни фізичних характеристик реактора.

Протягом усієї експлуатації реактора СМ інцидентів із втратою керування й контролю ланцюговою реакцією не було. Мали місце радіаційні інциденти із забрудненням приміщень і технологічного устаткування реакторної установки, без забруднення навколишнього середовища й опромінення персоналу.

У цей час реактор надійно працює з річним коефіцієнтом використання 0,65‑0,68. Планується експлуатація реактора до 2017 року включно. В 2010 році намічена заміна активної зони.