- •Дослідження об’єкта керування
- •1.1. Історія реактора см-3
- •1.2. Призначення та галузі застосування реактора
- •1.3. Особливості побудови реактора см-3
- •1.4. Вимоги до інформаційно-вимірювальної системи реактора
- •Розробка структурної та функціональної схем автоматизованої системи управління
- •2.1. Розробка структурної схеми всієї системи
- •Розглянемо детальніше структурну схему підсистеми введення сигналів від датчиків температури.
- •2.2. Розробка функціональної схеми системи
- •2.2.1. Рекомендації щодо вибору датчиків
- •2.2.2. Визначення повного функціонального складу підсистеми введення сигналів від датчиків температури
- •Конструктивне оформлення автоматизованої системи управління
Дослідження об’єкта керування
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.