Автоматизированная система управления технологическим процессом переработки натриевого теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.06, кандидат наук Кривцов, Павел Юрьевич

• Кривцов, Павел Юрьевич
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Кривцов, Павел Юрьевич

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение

Глава 1. Исследование объекта управления

1.1 Технологии переработки натрия

1.2 Установка по переработке натрия

1.3 Математическое описание работы химического реактора

1.4 Подготовка исходных данных для моделирования

1.5 Модельные исследования химического реактора

1.5.1 Математическая модель химического реактора

1.5.2 Проведение модельных исследований

1.6 Передаточные функции объекта управления

1.7 Синтез контуров управления химической реакцией

1.8 Выводы

Глава 2. Структурно-функциональное проектирование системы управления

2.1 Режимы работы установки

2.2 Технологические подсистемы установки

2.3 Система подачи натрия

2.3.1 Управление потоком натрия

2.3.2 Управление температурой конструкций СПН

2.4 Щелочная система

2.4.1 Управление уровнем заполнения химического реактора

2.4.2 Управление уровнем щелочи в ЕХЩ и ЕРЩ

2.4.3 Управление температурой конструкций ЩС

2.5 Водяные системы

2.5.1 Управление уровнем заполнения емкостей

2.5.2 Управление концентрацией щелочи

2.5.3 Управление температурой в теплообменниках

2.6 Система отходящих газов

2.7 Выводы

Глава 3. Реализация АСУ ТП У ПН

3.1 Средства измерения и исполнительные элементы АСУ ТП

3.2 Контроллерное оборудование

3.2.1 Выбор платформы

3.2.2 Конфигурация программно-технического комплекса

3.3 Программный комплекс АСУТП

3.3.1 Реализация человеко-машинного интерфейса

3.3.2 Программные компоненты анализа событий

3.3.3 Реализация алгоритмов управления процессом

3.3.4 Организация архива и средств просмотра технологических данных

3.4 Выводы

Глава 4. Синтез имитационного комплекса и испытания системы управления

4.1 Моделирование как метод исследования

4.2 Математическая модель УПН

4.2.1 Постановка задач моделирования

4.2.2 Модель системы подачи азота

4.2.3 Модель системы подачи натрия

4.2.4 Модель системы подачи воды

4.2.5 Модель системы охлаждения

4.2.6 Модель щелочной системы

4.3 Математический аппарат модели ТП УПН

4.4 Программная и аппаратная реализация имитационного комплекса

4.4.1 Структура программно технического комплекса имитации

4.4.2 Среда разработки программного обеспечения

4.4.3 Структура программного обеспечения имитационного комплекса

4.5 • Программная реализация модели технологического процесса

4.6 Исследование системы управления на имитационном комплексе

4.6.1 Объем исследований

4.6.2 Результаты исследований

4.6.3 Использование имитационного комплекс и обучение персонала

4.7 Выводы

Заключение

Список литературы

Приложение А Исходные данные для моделирования химической реакции

Приложение В - Функциональная технологическая схема УПН

Приложение С Расчет характеристик нагревательных элементов

Приложение Акт внедрения

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Автоматизированная система управления технологическим процессом переработки натриевого теплоносителя»

Введение

Развитие ядерной энергетики как одной из перспективных отраслей производства тепловой и электрической энергии непосредственно связанно с решением комплекса задач, решение которых направлено на повышение эффективности и безопасности энергетических объектов, утилизации, переработки и захоронению ядерных отходов. Утилизация, переработка и захоронение ядерных отходов приобретает в настоящее время более актуальных характер, так как число атомных энергетических объектов неуклонно возрастает, а ранее введенные в эксплуатацию объекты подобного класса требуют реконструкции или модернизации, или полного вывода из эксплуатации с последующей консервацией.

Эта ситуация в полной мере имеет отношение и к Республике Казахстан на территории которой расположен энергетический атомный реактор БН-350, представляющий собой реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этот реактор был сконструирован и введен в эксплуатацию в 1972 году, когда Казахстан еще входил в состав Советского Союза. Он являлся основным источником тепловой и электрической энергии в малонаселенном западном регионе Казахстана на берегу Каспийского моря, в г. Актау, а также он использовался для получения оружейного плутония.

Учитывая тот факт, что реактор БН-350 выработал свой ресурс и то, что Казахстан принял на себя международные обязательства о нераспространении ядерного оружия и его компонентов, вывод реактора БН-350 из эксплуатации становится актуальной задачей. Начатая в Республики Казахстан (РК) совместная американо-казахстанская программа по выводу реактора БН-350 из эксплуатации, затрагивает широкий комплекс проблем, которые необходимо решать в процессе ее реализации.

Одной из задач программы является переработка и захоронение натрия, который в реакторе использовался в качестве теплоносителя. Принимая во внимание специфические физико-химические свойства натрия и характер его использования в качестве теплоносителя, процесс переработки натрия, как

правило, включает в себя следующие основные стадии, а именно:

- дезактивацию натриевого теплоносителя первого контура реактора, т.е. удаление наиболее активных и долгоживущих продуктов деления ядерного топлива, в частности цезия - 137;

- слив натрия из первого и второго контуров реактора в специальные емкости для временного хранения;

- переработку низкоактивного металлического натрия в химически неактивное вещество, пригодное для безопасного и длительного хранения;

- обеспечение безопасного хранения продуктов переработки низкоактивного металлического натрия в течении длительного периода (50 и более лет) с применением средств контроля для мониторинга состояния хранящегося вещества.

Наиболее трудоемким процессом в плане реализации технологии переработки натриевого теплоносителя, является превращение его в химически нейтральное вещество, которое может быть в дальнейшем захоронено в соответствующих местах, которые специально оборудованы для этих целей.

Учитывая, что процесс переработки натрия является достаточно опасным видом производства, так как натрий является очень активным химическим веществом и его непосредственное соприкосновение даже с влажным воздухом может привести к его возгоранию, следовательно, при работе с большими объемами этого вещества меры предосторожности должны быть максимальными.

Разработка и реализация технологических процессов различного назначения сопряжена с решением ряда технических задач, связанных с необходимостью отработки, отладки технологического процесса, разработкой алгоритмов управления, сбора, обработки и представления технологической информации, отладки и апробации операционных схем функционирования технологического процесса. Зачастую решение такой комплексной задачи при использовании реального технологического оборудования является достаточно дорогостоящим и небезопасным делом, так например рассмотренный в работе технологический процесс переработки натрия относится к взрыво - и пожароопасной категории

работ и имеет вредные факторы, влияющие на здоровье персонала и состояние окружающей среды.

При разработке системы управления технологическим процессом, особенно в случае автоматизации нового производственного процесса, наиболее актуальным является вопрос изучения поведения элементов системы в различных ситуациях и анализ реакции системы на управляющие воздействия.

В настоящее время решить этот комплекс задач возможно только при использовании современных методов проектирования систем управления технологическими процессами и применении методов компьютерного имитационного моделирования. Имитационное моделирование позволяет обеспечить оптимальное решение поставленных задач и существенно сократить сроки внедрения системы. Такой подход наиболее эффективен там, где натурные испытания и исследования связанные с отработкой технологии, отладкой систем автоматизированного управления технологическими процессами, имеют высокую стоимость или опасны в реализации.

Основной целью данной работы является разработка автоматизированной системы управления процессом переработки радиоактивного натриевого теплоносителя и проведение испытаний системы управления без использования реального технологического оборудования.

Для достижения поставленной цели в работе решались следующие задачи:

1. Исследование технологий утилизации натриевого теплоносителя и установки по переработке натрия как объекта автоматизации;

2. Подготовка математического описания и реализация модели химического реактора установки по переработке натрия;

3. Синтез алгоритмов работы технологических подсистем и структурно функциональное проектирование системы управления;

4. Аппаратная и программная реализация системы управления;

5. Разработка имитационного комплекса установки по переработке натрия;

6. Проведение комплексных модельных исследований системы управления на имитационном комплексе;

7. Разработка программного тренажера предназначенного для обучения операторов установки.

Научная новизна. Выделены следующие основные научные достижения работы:

1. Впервые разработаны, отлажены на имитационном комплексе и внедрены алгоритмы управления технологическими параметрами всех подсистем установки по переработке натриевого теплоносителя, позволяющие осуществлять непрерывное управление процессом на всех режимах работы установки.

2. Определены структура, состав и метод реализации программно технического комплекса системы управления. Отличительной особенностью системы управления является оценка действий оператора и формирование информационных, запрещающих и аварийных сообщений, что позволяет минимизировать влияние ошибок персонала на управление процессом.

3. Впервые разработан и реализован полунатурный имитационный комплекс установки по переработке натрия, отличительной особенностью которого является учет свойств используемых конструкционных материалов и рабочих сред установки, а также специфики и рабочих характеристик запорной и регулирующей арматуры, насосов, нагревателей и датчиков. Имитационный комплекс позволяет провести отработку технологии, выполнить отладку системы автоматизированного управления, провести обучение оперативно персонала установки методам управления технологическим процессом.

Теоретическая и практическая значимость работы. Представленная в работе система управления смонтирована на установке по переработке натрия (УПН), прошла испытания на имитационном комплексе, автономную и комплексную отладку в составе технологического оборудования установки. На УПН проведены пусконаладочные работы, которые подтвердили работоспособность системы управления и позволили оценить правильность выбора технических решений, устойчивость контуров автоматического регулирования в рабочих диапазонах изменения регулируемых параметров. Программное обеспечение имитационного комплекса доработано для

использования в качестве тренажера и используется на УПН для обучения персонала принципам работы установки, отработки регламентных работ и аварийных ситуаций.

Практическая значимость работы подтверждается использованием результатов диссертации в гранте ФЦП «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России на 2009-2013 г.» соглашение 14.В37.21.0457.

Положения, выносимые на защиту.

На защиту выносятся:

1. Результаты модельных исследований химического реактора установки по переработке натрия, позволившие получить количественную оценку входных и выходных потоков натрия, воды, щелочи и пара, провести исследование отклика объекта управления на ступенчатое изменение расходов, проверить возможности запуска реактора с различной начальной массой, температурой и концентрацией.

2. Алгоритмы управления технологическими подсистемами установки, включая общий алгоритм, обеспечивающие непрерывное управление технологическим процессом во всех режимах работы установки.

3. Структура, состав и методы реализации трех уровней системы управления, включая программные компоненты для оценки действий оператора установки.

4. Математическая модель технологического процесса, лежащая в основе модельного комплекса и программного тренажера, описывающая взаимодействие подсистем установки на уровне обмена рабочими средами.

5. Структура и методы реализации полу натурного имитационного комплекса, программного тренажера, а также результаты исследования системы управления.

Степень достоверности и апробация результатов.

Основные положение и результаты диссертационной работы докладывались на конференциях-конкурсах НИОКР молодых ученых и специалистов РГП НЯЦ РК (Курчатов 2006г, 2011 г.), международной конференции «Актуальные вопросы мирного использования атомной энергии» (Алматы, 2012 г.) научных семинарах и

рабочих совещаниях (Актау, МАЭК, 2004-2011 гг., Айдахо Фоллс, Аргонская национальная лаборатория, 2004 г., 2011г.).

Результаты диссертации опубликованы в научно-технических изданиях из перечня ВАК Российской Федерации и Республики Казахстан, вошли в состав монографии «Обращение с натриевым теплоносителем реактора на быстрых нейтронах» изданной на английском и русском языках. Отдельные результаты теоретических и экспериментальных исследований отражены в научно технических отчетах, техническом и рабочем проекте на установку по переработке натрия, технологическом регламенте и методиках подготовки оперативного персонала установки.

По теме диссертации опубликовано 10 работ в печатных изданиях и сделано 11 докладов.

Глава 1. Исследование объекта управления 1.1 Технологии переработки натрия

В настоящее время известны и используют твердо-, газо- и жидкофазные способы переработки натрия [1].

Твердофазный способ переработки натрия заключается в использовании техногенных и природных окислителей в форме оксидов металлов с меньшим, чем у натрия родством к кислороду. Реакции с их участием являются экзотермическими, а некоторые из них самопроизвольными, т. е. не требующие применения внешнего нагрева, кроме кратковременного инициирования процесса. В качестве окислителя обычно используют диоксид марганца Мп02; уравнение реакции записывается следующим образом:

4Ка+Мп02->2Ш20+Мп.

Диоксид марганца является перспективным твердофазным окислителем, т. к. содержит значительное количество кислорода и может быть использован в форме дешевого минерала - пиролюзита. Способ достаточно сложен для промышленной реализации.

Газофазные способы переработки натрия основаны на использовании газообразных реагентов, которые при взаимодействии с натрием обеспечивают малую скорость реакции. В качестве таких реагентов, как правило, выступают кислород, галогены и водород, а также химические соединения, такие как оксиды углерода, азота и фосфора. Но, практический интерес представляет лишь кислород и оксид углерода, при их помощи натрий переводится в форму оксида с последующим его растворением в воде.

При использовании оксида углерода в качестве газо-фазового реагента происходит образование оксида и карбоната натрия:

4№+С02—>2Ыа20+С ,

4№+3 С02—>2ЫаСОз+С .

Углекислый газ при этом подается в реакционную емкость при

определенной температуре. Одним из преимуществ этого метода является то, что скорость взаимодействия двух веществ является достаточно низкой. Однако данная технология имеет значительный недостаток, который состоит в том, что в результате взаимодействия образуется графит, что ограничивает возможность применения углекислого газа для переработки большего количества натрия.

При использовании кислорода в качестве газо-фазового реагента, газ подается в реакционную емкость либо в чистом виде, либо в смеси с инертным газом. Основным недостатком данного метода является высокая скорость протекания реакции. Для снижения скорости реакции необходимо либо повышать массу инертного газа, либо понижать абсолютное давление в смеси путем предварительного вакуумирования.

В результате взаимодействия натрия и кислорода происходит образование монооксида и пероксида натрия: 4Ка+02^2Ка20 ,

2Ка20+02^2Ка202.

При этом конечным продуктом данного взаимодействия является пероксид натрия, который в дальнейшем растворяется в воде, в результате чего образуется гидроксид натрия и кислород, в соответствии с выражением : Ка202+2Н20+02.

Жидкофазный способ переработки натрия заключается в использовании в процессе окисления жидкометаллического натрия жидкость, в качестве которой обычно выступает вода или низко-концентрированная щелочь. Также для этих целей могут использоваться спирты и некоторые кислоты (например: азотная кислота).

Наиболее широко применяется способ получения гидроксида натрия посредство прямого взаимодействия натрия с водой. В этом случае происходит химическая реакция, которая описывается уравнением:

Ка+Н2О-*МаОН+1/2Н2+0,

где - энергия, выделяемая в результате взаимодействия натрия с водой.

Данный метод имеет некоторые недостатки, в частности:

- в процессе химической реакции выделяется большое количество водорода;

- процесс взаимодействия (окисления) натрия водой происходит с высокой скоростью.

Решение первой проблемы осуществляется посредством разбавления выделяемого водорода инертным газом, например, азотом.

Вторая проблема решается несколькими способами, одним из которых является использование раствора щелочи заданной концентрации в качестве жидкофазного реагента. Использование раствора определенной концентрации в качестве реагента помогает ограничить скорость протекания химической реакции и напрямую зависит от концентрации щелочного раствора.

Другой способ снижения скорости взаимодействия натрия с водой заключается в создании условия разрежения, т. е. понижения давления в реакционной емкости или химическом реакторе.

Что касается использования спиртов и кислот в качестве жидкофазного реагента, то данные методы не представляют промышленного интереса из-за дороговизны их реализации. Однако, они широко используются в процедурах очистки элементов промышленных систем от остатков натрия.

Наиболее широкое распространение в промышленном применении получил жидкофазный способ, в котором радиоактивный натрий перерабатывается в концентрированный щелочной раствор - гидроксид натрия. Способ разработан для переработки натриевого теплоносителя реактора EBR-II и апробирован специалистами Argonne National Laboratory - West (ANL-W, США) [2].

Данный способ позволяет получить конечный продукт переработки с минимальным увеличением объема по сравнению с исходным объемом натриевого теплоносителя, а также, максимально компенсировать выделяющуюся теплоту реакции за счет теплоты испарения влаги с поверхности кипящего раствора.

В данной главе рассматривается ряд аспектов, связанных с изучением жидкофазной технологии переработки натрия, разработкой модели химического

реактора и проведением количественной оценки входных и выходных потоков основных компонентов реакции.

1.2 Установка по переработке натрия

Принцип работы установки по переработке натрия (УПН) заключается в осуществлении реакции натрия с водой в концентрированном растворе гидроксида в химическом реакторе. Схема УПН представлена на рисунке 1.

Натрий по обогреваемым трубопроводам 1, из емкостей хранения РУ БН-350 подается в один из двух суточных расходных баков 2. Подача натрия производится до достижения рабочего уровня в баке, после этого подача натрия переключается на второй бак. Давлением азота, подаваемого по трубопроводам 3 в суточные расходные баки 2 натрий вытесняется по одному из трубопроводов 4 в химический реактор 7.

Объем одного суточного расходного бака определен исходя из производительности установки по натрию (170 л/час) и соответствует количеству натрия перерабатываемого в течение 12 часов.

Подача натрия в химический реактор производится через специальную форсунку. Для предотвращения засорения форсунки твердыми частицами, которые могут содержаться в натрии, перед ней устанавливается фильтр 5.

Для того, чтобы обеспечить подачу натрия в виде мелких капель в кольцевую полость форсунки подается азот. Натрий выходящий из сопла форсунки смешивается с азотом, поступающим из кольцевой полости форсунки. В результате смешивания натрий разбивается на мелкие капли.

-м-шо*

м - клапан в положении открыт и - клапан в положении "закрыт"

1 - трубопроводы подачи натрия от БН-350; 2 - суточный расходный бак; 3 -трубопроводы подачи азота в суточные расходные баки; 4 - трубопроводы подачи натрия в химический реактор; 5 - фильтр для натрия; 6 - подача азота в кольцевую полость форсунки; 7 - химический реактор; 8 - рециркуляционный трубопровод; 9 - оборудование системы спецвентиляции; 10 - сброс газов реактора; 11 - теплообменник; 12 - бак технологической воды; 13 - насосы подачи технологической воды; 14 - подача воды для разбавления гидроксида натрия; 15 - емкость разбавления; 16 - перекачивающий насос; 17 -циркуляционный насос; 18 - емкость хранения; 19 - подача азота для продувки сопла форсунки; 20-подача пара

Рисунок 1 - Схема установки переработки натриевого теплоносителя.

Щелочь, образующаяся в результате реакции натрия с водой содержащейся в щелочном растворе, отводится циркуляционным насосом 17 в емкость разбавления 15. Кроме отвода гидроксида натрия в емкость разбавления, насос 17 также обеспечивает циркуляцию щелочного раствора с целью исключения образования застойных зон в корпусе реактора.

Поддержание концентрации гидроксида на уровне 50 % обеспечивается регулированием расхода подаваемой в химический реактор технологической воды. Подача воды в химический реактор производится из бака технологической воды 12 насосом 13.

В емкости разбавления 50 % раствор гидроксида натрия разбавляется до требуемой концентрации от 25 до 40 % и насосом 16 подается на дальнейшую переработку.

Для осуществления дальнейшей переработки гидроксид натрия должен иметь концентрацию от 25 до 40 % и температуру от 80 до 90 °С. Получаемый в химическом реакторе гидроксид натрия имеет температуру 140 °С, которая еще повышается при разбавлении. Поэтому предусмотрен теплообменник 11, рассчитанный на снижение температуры гидроксида выходящего из химического реактора с учетом повышения температуры при разбавлении.

Образующиеся в химическом реакторе 7 газы, содержащие азот, водород, пары воды и частицы гидроксида натрия, отводятся в систему спецвентиляции 9.

1.3 Математическое описание работы химического реактора

Для изучения и анализа процессов, протекающих в процессе переработки натриевого теплоносителя, получения количественных характеристик входных и выходных потоков основных компонентов реакции сформировано математическое описание основного компонента УПН - химического реактора

[3].

При взаимодействии натрия с водой выделяется большой объём водорода и высвобождается значительное количество тепловой энергии. Избыток тепла отводится за счёт испарения воды, температура в химическом реакторе

поддерживается на уровне температуры кипения раствора при заданной концентрации [4, 5].

Структурное представление входных и выходных потоков химического реактора установки по переработке натрия приведено на рисунке .

Пар+Водород

¡)> Раствор

Рисунок 2 - Потоки реагентов и продуктов химической реакции. В реакторе происходят взаимодействие натрия с водой с образованием гидроксида натрия и водорода, а также растворение гидроксида натрия в воде. Обе реакции экзотермические. Уравнение реакции записывается следующим образом:

№ + Н20 = ЫаОН + 1/2 Н2

V 1 1 1 1/2 моль

Мг 22,99 18,02 40,00 2,02 г/моль

т 22,99 18,02 40,00 1,01 г

Н 0 285,83 426 0 кДж

где V - количество молей вещества; Мг - молярная масса; т - масса; Н - энтальпия образования.

Проведен расчёт массового баланса входящих и выходящих из реактора веществ. Расчёт массовых соотношений производится согласно закону сохранения масс: общая масса реагентов равна суммарной массе получающихся в реакции продуктов. Изменение общей массы раствора в реакторе зависит от входящих потоков натрия и воды, образующегося водорода, пара и отвода готового раствора из реактора и определяется следующим выражением:

dm

~ Gm + GH70 ~ GSol ~ GSteam ~ GH, >

dt

где m - масса раствора в реакторе, кг; t - время, с; G - массовый поток, кг/с; Sol -раствор; Steam - пар.

Формула выходного массового потока водорода получена из соотношений химической реакции и характеризует выход водорода, пропорциональный прореагировавшему количеству натрия:

GH2 = 0,04393GNa.

Формула скорости изменения массы гидроксида натрия в реакторе получается при условии мгновенного реагирования натрия из соотношений химической реакции и учитывает образование гидроксида в результате реакции, а также отток гидроксида с выходным потоком раствора из реактора:

^mNaOH _ у 73989(3? _Q ЦТ i, /J707UNa Sol '

at

где W- массовая доля гидроксида в растворе.

Изменение массы воды в реакторе зависит от количества поступающей в реактор воды, её расхода на реакцию, парообразование и на отвод воды с готовым раствором: dm,

н'° GH 0 - 0,78382GNa - GSteam-GSo¡( 1 - W).

Ж

В рабочем режиме в реакторе происходит постоянное кипение раствора, и его температура стабилизируется на уровне температуры кипения щелочи текущей концентрации. Лишняя энергия, выделяющая в результате химической реакции, отводится за счет испарения воды из раствора. Для расчёта массы образующегося в реакторе пара составлено уравнение энергетического баланса. Изменение количества внутренней энергии раствора в реакторе определяется по входным и выходным потокам энергии и зависит от текущей концентрации раствора и его температуры. Поток пара должен быть таким, что температура раствора при заданной концентрации не превышала температуру кипения.

где И - удельная энтальпия; - энтальпия тепловыделения реакции и раство-

рения гидроксида.

1.4 Подготовка исходных данных для моделирования

Когда получены основные соотношения, необходимо задать физические свойства компонентов реакции в виде аналитических зависимостей [6, 7]. Для составления уравнений, описывающих материальный баланс в химическом реакторе, определены зависимости плотности компонентов и продуктов реакции от температуры. Для энергетического баланса заданы зависимости энтальпии компонентов от температуры.

Так для водорода изменение энтальпии для температуры 298 - 1000 К описывается следующим полиномом:

Г Г Г Е #0-#° = А-г + В — + С —+ £>----+ F-#

0 298,15 2 3 4 1

и

то1

где * = —; А=33,066178; В—11,363417; С=11,432816; Э=-2,772874; Е=-0,158558; 1000

¥=-9,980797; 0=172,707974; Н=0; Н°29815 =8,468 кДж/моль

Энтальпия воды для температуры 298 - 500 К апроксимируется следующим выражением:

г Р 1Л Е

0 298,15 2 3 ^ (

и

то1

где 1 = — А=-203.6060; В=1523.290; С=-3196.413; Э=2474.455; Е=3.855326; 1000

256.5478; С=-488.7163; Н=-285.8304;Н°29815=13,2 73 кДж/моль.

Энтальпия натрия для температуры 370,98 - 1170,525 К описывается как:

г г г Е

О 298,15 2 3 4 ^

и

то1

где * = —; А=40,25707; В=-28,23849; С=20,69402; Э=-3,641872; Е=-0,079874;

1000

8,7823; в=113,6646; Н=2,406001; Н°29815 =6,46 кДж/моль.

Проведена аппроксимация таблично заданной функции плотности щелочи [8], аргументами которой являются концентрация и температура раствора. Ввиду

отсутствия доступной информации о физических свойствах щелочи при температурах выше 100 °С, требуемые зависимости определены экстраполяцией [9]. Получена следующая форма зависимости плотности от температуры и концентрации раствора:

р=-237,91Ж2 +1202^+999,84—— (б5,384^3-141,9Г2 + 110,71Г+42,713)

1001 '

где р- плотность раствора, кг/м3, Т-температура, °С.

800 0.8

500

Concentration, %/100

0 300

ТЪетрега^ге, К

Рисунок 3 - Вид зависимости плотности от концентрации и температуры.

Зависимость энтальпии водного раствора щелочи от концентрации и

температуры определяется выражением:

//0 = 6,3 1 74-105 - 3,2 1 86-105 ^ + 5,0987-106 Ж2 -4,0076-107 ^3 +1,5109 • 108 Ж4 — -2,587 11 О8 IV5 + 2,0929 • 108 \УЬ - 6,5277 • 107 IV1 +

4,2389 • 103 - 3,6361-103 IV -1,0095 • 104IV1 +1,4328 • 105 Ж3 -4,6442 • 105 IV4 + 5,9596 • 105 Ж5 - 2,7052 • 105 Ж6

+Т■

Themperature, К

0.3

Concentration, %/100

Рисунок 4 -Зависимость энтальпии от концентрации и температуры.

При взаимодействии единицы массы натрия с водой выделяется фиксированное количество тепла. Также тепло выделяется при последующем растворении полученного в результате реакции гидроксида натрия в концентрированном растворе. Тепловыделение при растворении максимально при низких концентрациях раствора и стремится к нулю при высоких концентрациях. Количество выделяемого в обоих случаях тепла можно суммировать и привязать к количеству прореагировавшего натрия.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кривцов, Павел Юрьевич, 2013 год

Список литературы

1. Тажибаева, И. JI. Обращение с натриевым теплоносителем реактора на быстрых нейтронах БН-350 / И. Тажибаева, А. Херрик и др. - Алматы: Glory Ltd., 2010.-320 с.

2. Michelbacher, В. Shutdown and Closure of the Experimental Breeder Reactor - II ./ B. Michelbacher, C.E. Baily, D.K. Barid. - Argone National Laboratory, 2002. -15 p.

3. Кривцов П.Ю., Павлов B.M. Разработка модели химического реактора установки по переработки натриевого теплоносителя // Известия Томского политехнического университета. 2011. N3. С41-46

4. Edwards, R. М. Modeling and Control Scoping Study for the ANL-West Sodium Process Facility Reaction Vessel / R. M. Edwards. - Argonne National Laboratory, 1996. - 25 p.

5. Humberto E. G. Modeling and Control of a Sodium Conversion Process Applied to Nuclear Decommissioning Activities // Nuclear Technology. 1998. VOL. 123

6. NIST Standard Reference Database Number 69 [электронный ресурс ]// NIST Chemistry WebBook. - 2005. - Режим доступа: http: //webbook. ni s t. go v/chemi stry/

7. Occidental Chemical Corporation [электронный ресурс] // Caustic Soda Handbook. - 2004. - Режим доступа: http://www.oxychem.com/

8. Бабенко, К.И. Теоретические основы и конструирование численных алгоритмов математической физики / К.И. Бабенко. - М.: Наука, 1979. - 295 с.

9. Ванин, В.А. Научные исследования в технологии машиностроения: Учебное пособие / В.А. Ванин. - Тамбов: Изд-во ТГТУ, 2009. - 232 с.

10. Семенов, А.Д. Идентификация объектов управления. Учебное пособие / А.Д. Семенов, Д.В. Артамонов., А.В. Брюхачев. - Пенза: Изд-во Пенз. ГУ, 2003. -211 с.

11. Илигенская, А.Н. Идентификация объектов управления. Учебное пособие / А.Н. Илигенская. - Самара: Изд-во ГТУ, 2009- 136 с.

12. Черных, И.В. Simulink: среда создания инженерных приложений. Учебное пособие / И.В. Черных. - М.: ДИАЛОГ-МИФИ, 2003. - 496 с.

13. Суровцев, В.Н. Структурное моделирование систем автоматического управления в пакете MatLab 6.0 - Simulink. Методические указания / В. Н. Суворовцев. - Чебоксары: Логос, 2004. - 40 с.

14. Лазарев, Ю.Н. Моделирование процессов и систем в MATLAB. Учебный курс/ Ю.Н. Лазарев. - СПб. Изд-во Питер, 2004. - 652 с.

15. Попов, П.М. Некоторые правила и приемы определения устойчивости линейных звеньев в отдельных САУ. Учебное пособие / П.М. Попов. - Ульяновск: УлГТУ, 2000. - 72 с.

16. Денисенко, В.В. Компьютерное управление технологическим процессом, экспериментом, оборудованием / В.В. Денисенко. - М.: ГЛ-Телеком, 2009. - 608 с.

17. Бобцов, A.A. Управление непрерывными и дискретными процессами / A.A. Бобцов, Болтунов Г.И. - СПб: СПбГУ ИТМО, 2010.- 175 с.

18. Елизаров, И.А. Технические средства автоматизации. Программно-технические комплексы и контроллеры / И.А. Елизаров, Ю.Ф. Мартемьянов, А.Г. Схиртладзе, C.B. Фролов. - М.: МАШИНОСТРОЕНИЕ, 2004. - 180 с.

19. Шишов, О.В. Современные технологии промышленной автоматизации / О.В. Шишов. - Саранск: Изд-во Мордовского университета, 2007. - 250 с.

20. Tazhibayeva, I.L. Sodium Coolant Handling Project of BN-350 Fast Breeder Reactor/ I.L. Tazhibayeva, A. Herrick. - Almaty: Glory Ltd., 2010. - 304 p.

21. Кривцов П.Ю., Павлов B.M. Разработка системы управления технологическим процессом переработки натриевого теплоносителя // Известия Томского политехнического университета. 2013. N5. С82-87

22. Michelbacher, A. The sodium process facility at Argonne National Laboratory - West / A. Michelbacher, S. P. Henslee, M. D. Medermott, J. R. Price, K.

E. Rosendberg, Р. В. Wells. - Argonne National Laboratory, 1999. - 45 p.

23. Технологический регламент на установку переработки натриевого теплоносителя РУ БН-350 // ТОО МАЭК Казатомпром. Инв. 0-2095. - Актау, 2008. - 72 с.

24. Установка переработки натриевого теплоносителя. Технологические системы // ДТП ИАЭ РГП НЯЦ PK. АК.20952.00.000ПЗ. - Курчатов, 2007. - 56 с.

25. Абдуллаев, Н.Д. Теория и методы проектирования оптимальных регуляторов / Н.Д. Абдуллаев, Ю.П. Петров. - СПб: Энергоатомиздат, 1985 - 240 с.

26. Анхимюк, B.JI. Теория автоматического управления / B.JI. Анхимюк, О.Ф. Опейко, H.H. Михеев. - Минск: Дизайн ПРО, 2000. - 351 с.

27. Савин, М. М. Теория автоматического управления / М.М. Савин, B.C. Елсуков. - Ростов: Феникс, 2007. - 469 с.

28. Исаченко, В.П. Теплопередача / В.П. Исаченко, В.А. Осипова. - М.: Энергоиздат, 1981. - 630 с.

29. Wiegand, E.L. Heat tracing products. Training Manual / E.L. Wiegand. -Emerson Electric Co., 1998. - 40 p.

30. Емельянов, А.И. Практические расчеты в автоматике / А.И. Емельянов. - М.: Машиностроение, 1967. - 315 с.

31. Чаркин, B.C. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / B.C. Чаркин. - М.: Атомиздат, 1968. - 484 с.

32. Демьяненко, А.П. ПИД-регулирование на практических примерах / А.П. Демьяненко - СПб.:Изд-во Питер, 2004. - 252 с.

33. Можегов, H.A. Автоматические средства измерений объема и уровня / H.A. Можегов. - М.: Энергоатомиздат, 1990. - 120 с.

34. Дроздов, В.Н. Синтез алгоритмов цифровых систем управления / В.Н. Дроздов. - СПб.: Петербургский институт печати, 2003. - 268 с.

35. Анашкин, A.C. Техническое и программное обеспечение распределенных систем управления / A.C. Анашкин. - СПб.: Р-2, 2004. - 370с.

36. Федоров, Ю.Н. Справочник инженера по АСУТП. Проектирование и

разработка / Ю.Н. Федоров. - М.: Инфра-Инженерия, 2008. - 928 с.

37. Нестеров, A.JI. Проектирование АСУТП / А.Л. Нестеров. -СПб.: Изд-во ДЕАН, 2006. - 552с.

38. Антушев, Г.С. Методы параметрического синтеза сложных технических систем / Г.С. Антушев - М.: Наука, 1989.

39. Абдулов, Н.Д. Теория и методы проектирования оптимальных регуляторов / Н.Д. Абдулов, Ю.П. Петров - Л.: Энергоатомиздат, 1985.

40. Харазов, В.Г. Интегрированные системы управления технологическими процессами / В.Г. Харазов. - СПб.: Профессия, 2009. - 592 с.

41. Петров, И. В. Программируемые контроллеры. Стандартные языки и приемы прикладного программирования / И.В. Петров. - М.: СОЛОН-Пресс, 2004. - 256 с.

42. Программно технический комплекс КРУГ 2000 для решения задач АСУТП [электронный ресурс] // Описание системы. - 2009. - Режим доступа http://www.krug2000.ru/asutp.phtml.

43. Масштабируемая система управления DeltaV [электронный ресурс] // Общее описание системы. - 2009. - Режим доступа: http ://www. emersonprocess. com/russia/ default. asp

44. Оборудование для автоматизации технологических процессов [электронный ресурс] // Платформа ControlLogix. - 2009. - Режим доступа: http://www.rockwellautomation.com

45. Бирбраер, P.A. Основы инженерного консалтинга: Технология, экономика, организация / P.A. Бирбаер, И.Г. Альтшулер. М.: Дело, 2007. — 232 с.

46. Ананьева, Т.Н. Информационный консалтинг. Экономика / Т.Н. Ананьева, А.И. Ткалич. - М.: Экономика, 2006. - 206 с.

47. ControlLogix Руководство по выбору. Технический проспект. Rockwell Automation Inc., 1999. -88 с.

48. Allen Bradley Модули аналогового ввода/вывода ControlLogix. Руководство пользователя. Rockwell Automation Inc., 1999. -250 с.

49. Allen Bradley Модули дискретного ввода/вывода ControlLogix.

Руководство пользователя. Rockwell Automation Inc., 1999. -165 с.

50. Денисенко, В.В. Компьютерное управление технологическим процессом, экспериментом, оборудованием / В.В. Денисенко. - М.: Горячая линия-Телеком, 2009. -608 с.

51. ControlLogix ControlNet Bridge. Installation Instructions. Rockwell Automation Inc., 1998. -21 c.

52. Шасси ControlLogix. Руководство по установке. Rockwell Automation Inc., 1997. -20 c.

53. RSView32. Руководство пользователя. Rockwell Automation Inc., 1998.

-666c.

54. RSLogix 5000. Руководство по применению. Rockwell Automation Inc., 1999. -55 c.

55. Allen Bradley Программируемые контроллеры Logix 5000. Руководство по программированию. Rockwell Automation Inc., 1999. -176 с.

56. RSLinx Руководство по применению. Rockwell Automation Inc., 2000. -

47 с.

57. RSLinx Руководство пользователя. Rockwell Automation Inc., 1995. -

102 с.

58. Веллинг, JI. MySQL. Учебное пособие / Л. Веллинг, Л. Томсон. - М.: Издательский дом Вильяме, 2005. - 304 с.

59. ГОСТ Р МЭК 60447-2000 Интерфейс человеко-машинный. Принципы приведения в действие. - М.: Стандартинформ, 2007. - 251 с.

60. ГОСТ Р МЭК 60073-2000 Интерфейс человеко-машинный. Правила кодирования информации. - М.: Стандартинформ, 2006. - 25 с.

61. Кудрявцев, К.Я. Создание баз данных. Учебное пособие / К. Я. Кудрявцев. - М.: НИЯУ МИФИ, 2010,- 155 с.

62. Талманн, Л. Обеспечение высокой доступности систем на основе MySQL / Л. Талманн,- М.: Oreilly, 2012. - 624 с.

63. Gould, Н. An Introduction to Computer Simulation Methods / H. Gould, J. Tobochnik. Addison-Wesley Publishing Company, 1996. - 324 p.

64. 1. Цисарь, И.Ф. Компьютерное моделирование экономики / И. Ф. Цисарь, Г. М. Нейман, М.: Диалог-МИФИ, 2002.

65. Шелобаев, С. И. Математические методы и модели в экономике, финансах и бизнесе. Учебное пособие / С.И. Шелобаев. - М.: ЮНИТИ, 2001.

66. Самарский, А. А. Математическое моделирование: Идеи. Методы. Примеры / A.A. Самарский, А.П. Михайлов. - М.: Физматлит, 2001.

67. Шеннон, Р. Имитационное моделирование систем. Искусство и наука / Р Шеннон. - М.: Мир, 1978.

68. Семененко, М. Г. Введение в математическое моделирование / М.Г Семененко. - М.: Солон-Р, 2002.

69. Эндрюс Д. Математическое моделирование/ Д. Эндрюс, Р. Мак-Лоуна.-М.: Мир, 1979.

70. Краснощеков, П. С. Принципы построения моделей / П. С. Краснощеков, A.A. Петров. - М.: ФАЗИС, 2000.

71. Советов, Б. Я. Моделирование систем / Б.Я. Советов, С.А. Яковлев -Л.: Наука, 1976.

72. Максимей, И.В. Имитационное моделирование на ЭВМ / И.В. Максимей . - М.: Радио и связь, 1988. - 232 с.

73. Дорф, Р. Современные системы управления/ Р.Дорф, Р. Бишоп. - М.: Лаборатория базовых знаний, 2002. - 832 с.

74. RT-LAB v7.0 User's Manual. Opal-RT Technologies Inc., 2002.

75. Бусленко, H. П. Моделирование сложных систем / Н.П. Бусленко -М.: Наука, 1976.-240 с.

76. Бусленко, Н. П. Лекции по теории сложных систем / Н.П. Бусленко -М.: Сов. Радио, 1973. - 493 с.

77. Емельянов, С. В. Исследование сложных систем с помощью моделирования / C.B. Емельянов, C.B. Калашников. - М.: Наука, 1981. - 245 с.

78. Советов, Б. Я. Проблемы разработки информационно-вычислительных систем коллективного пользования. / Б.Я. Советов, С.А. Яковлев. - Л.: Высшая школа, 1977.

79. Кухлинг, X. Справочник по физике / X. Кухлинг. - М.: Мир, 1982.

80. Исаченка В. П. Теплопередача / В.П. Исаченка, В.А. Осипова - М.: Энергоиздат, 1981.

81. Humberto Е. Garcia, "Modeling and Control of a Sodium Conversion Process Applied to Nuclear Decommissioning Activities", Nuclear Technology, VOL. 123, AUG. 1998.

82. OxyChem Caustic Soda Handbook. Occidental Chemical Corporation Basic Chemicals Group.

83. Edwards, R. M. Modeling and Control Scoping Study for the ANL-West Sodium Process Facility Reaction Vesse, A Research Proposal submitted to Argonne National Laboratory, Sep. 1996.

84. Кривцов П.Ю., Павлов B.M. Использование имитационного комплекса для отладки системы управления процессом переработки натрия // Известия Томского политехнического университета. 2012. N 5.

85. Кривцов П.Ю., Павлов В.М. Применение методов полунатурного имитационного моделирования для создания системы управления переработкой натрия. Тезисы докладов международной конференции «Актуальные вопросы мирного использования атомной энергии» Алматы. 2012

86. LabVIEW.User Manual. National Instruments, 1998

87. LabVIEW. Real-Time Module User Manual. National Instruments, 2004

88. Клименко A.C., Кривцов П.Ю. Разработка системы моделирования технологического процесса переработки натриевого теплоносителя // Вестник НЯЦ РК. - 2006. - N3.

89. Мамросенко К.А. Имитационно-тренажерные и обучающие распределенные системы // Программные продукты и системы 2008. N3

90. Кривцов П.Ю., Павлов В.М. Применение методов полунатурного имитационного моделирования для создания системы управления переработкой натрия // Журнал Вестник НЯЦ РК. 2012.Т.51. N3.

Приложение А Исходные данные для моделирования химической

реакции

Натрий

Молярная масса 22,99 г/моль Жидкая фаза

Энтальпия для температуры 370,98 - 1170,525 К (шв^

х ю5

5.5

4.5

I 4

3.5

2.5

у

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 ТЬетрегаШге. К

Рисунок А.62 - Зависимость изменения энтальпии натрия при изменении температуры

/3 Е Нп -//1„= Л • / + 2?---ь С---V Э----+

0 298.15 2 3 4 (

и

то1

(А.1 )

где Г =-

1000

А 40,25707

В -28,23849

С 20,69402

Э -3,641872

Е -0,079874

Р -8,7823

в 113,6646

Н 2,406001

Н°298.15 6,46 КДЖ/МОЛЬ

Плотность жидкого натрия для температуры 371 - 2503,7 К определяется по формуле (sectionl3.pdf)

945 940 935 930 925

- 920

0

1 915

910 905 900 895

ч

ч N.

ч X.

V ч

\

Чч

ч

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 ТЪетрегаШге, К

Рисунок А.63 - Зависимость изменения плотности натрия при изменении температуры

Р,=Рс +/

+ 8

Г т V' 1--

1с у

'с у

(А.2)

где рс =219 / = 275,32 £ = 511,58 Л=0,5 Тс =2503,7

Вода

Молярная масса 18,02 г/моль Жидкая фаза

Энтальпия для температуры 298 - 500 К (шв^

1.7 1.6 1.5 1.4 2> 1.3

а 1.2 1.1 1

0.9 0.8 0.7

х 10

5

у

у У

У

>

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 ТЬетрегаШге. К

Рисунок А.64 - Зависимость изменения энтальпии воды при изменении температуры

Г /4 Г Нп-Н0т.5=А1 + В- + С-- + О----+ F-Я

298.15 2 3 4 ,

к] то1

(А.З)

где / = •

А В

С

э

Е И в н н

1000

о

298.15

-203.6060

1523.290

-3196.413

2474.455

3.855326

-256.5478

-488.7163

-285.8304

13,273 кДж/моль

Плотность воды для температуры 273,16 - 623,16 К определяется по формуле (физ CB-ea.xls)

1000

980

960

940

со

(-

гп чт

о 900

01

и

880

860

840

820

ч N.

N

\

\

\

\

\

где Р1 р2 рЗ р4 р5

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 ПтетрегаШге, К

Рисунок А.65 - Зависимость изменения плотности воды при изменении температуры р = рхТА+р2Ту + р,Т2+рлТ + р5 (А.4)

-4.4577е-008

7.4192е-005

-0.048008

13.355

-331.15

Теплота парообразования аппроксимирована полиномом 3-го порядка

2.5

2.4

X 10

га 2.3

■й 2.2 Я N •С

I

I 2.1

•5

та ®

I 2

1.8

ч

ч ч,

\

ч

Ч ч.

ч \

Ч

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 "П1етрега1иге, К

Рисунок А.66 - Зависимость изменения теплоты парообразования при изменении температуры

Н = Р1Т' + Р2Т2 + Р,Т + РА

к8

(А.5)

где

Р1

р2

рЗ

Р4

-0,0083 8,7807 -6117,3 3738626,778

Энтальпия пара определяется как сумма энтальпии воды и теплоты парообразования при заданной температуре.

3.45

3.4

5> 3.35

х 10

3.3

3.25

3.2

у У

У / /

у у /

У

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500 ТЬетрегаШге, К

Рисунок А.67 - Зависимость изменения энтальпии пара при изменении температуры

Раствор

Энтальпия раствора аппроксимируется следующим выражением:

Н = А,+А2-Пг + А,-1У2 + А4-№1 + А5-1У4 + А6-1¥5 + Л7-IV6 + ^-IV7 + + (Т-273)-(В, + В2-1У + В}-IV2 + В4-IV' +В5-IV4 + Вь-IV5 + В7-1¥ь) ( А'

где

А1 2,4439е3

А2 -3,2186е5

АЗ 5,0987е6

А4 -4,0076е7

А5 1,5109е8

А6 -2,5871е8

А7 2,0929е8

А8 -6,5277е7

В1 4,23 89еЗ

В2 -3,6361 еЗ

ВЗ -1,0095е4

В4 1,4328е5

В5 -4,6442е5

В6 5,9596е5

В7 -2,7052е5

Вид данной зависимости приведён на следующем рисунке.

Рисунок А.68 - Вид зависимости энтальпии водного раствора гидроксида натрия от его концентрации и температуры

Для корректировки по энтальпии воды, к полученному значению необходимо прибавлять 629297,56 Дж/кг.

Плотность раствора щёлочи зависит в большей мере от концентрации щёлочи. Но также существует зависимость и от температуры. Для получения вида данной зависимости, была проведена аппроксимация по двум переменным. Для аппроксимации использовались данные до 100°С. Вид зависимости за данными пределами получен экстраполяцией.

1600

1400

о 1200

1000

500

Concentration, %/100

0 300

Themperature, К

Рисунок А.69 - Вид зависимости плотности раствора от его концентрации и температуры

Получена следующая форма зависимости плотности от температуры и концентрации

раствора:

р =-237,91 • Г2 +1202-^ + 999,84-Г-273,

100

■(65,384-W3-141,9-W2 +110,71 -^ + 42,713)

(А.7)

Где р - плотность раствора, кг/м , IV - концентрация раствора, %/100, Т - температура, К. Водород

Молярная масса 2,02 г/моль

Энтальпия для температуры 298 - 1000 К (шэ^

t2 /3 tA Е H0-H°.. = At + B— + C- — + D----+ F-H

0 298.15 2 3 4 t

и

то1

( А.8 )

где t = ■

А В С D Е F G Н

Н 298.15

1000

33,066178 -11,363417 11,432816 -2,772874 -0,158558 -9,980797 172,707974 0

8,468 кДж/моль

Вид зависимости приведён на следующем рисунке

300 320 340 360 380 400 420 440 460 480 500

ТМетрегаШге, К

Рисунок А.70 - Вид зависимости энтальпии водорода при изменении температуры Тепловыделение в реакции

Тепловыделение считается постоянным и определяется по закону Гесса по энтальпиям образования реагентов и продуктов реакции.

№ + Н.О = МЮН + -Н2 /ЛПЧ

2 2 (А.9)

2,41 -285,83 -425,61 0

Тепло, получаемое в результате реакции равно разнице энтальпий продуктов и реагентов:

0 = (-425,61+ 0)-(2,41-285,83) = -142,19-^ = -6182,174 А.10)

моль кг

Тепловыделение при растворении гидроксида

Тепловыделение зависит от конечной концентрации (и, в общем случае, от температуры, но в данном случае, пренебрежём температурой).

ч \

\

N \

\ Ч

\

01--------

О 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8

Сопсепиайоп, %/100

Рисунок А.71 - Вид зависимости тепловыделения при растворении гидроксида в концентрированном растворе

Функция описывается полиномом 6-го порядка

Я - + р21¥5 + + р41Г3 + р51¥2 + р6№ + р7 ( А.11 )

где

р1 =8698,9 р2 =-38846 рЗ = 60817 р4 =-38103 р5 = 6630,7 р6 =-260,71 р7 = 1063,8

Тепловыделение выражается в кДж/кг №ОН. Кипение раствора

Вид зависимости температуры кипения раствора щёлочи от концентрации определяется следующим образом

Функция описывается полиномом 4-го порядка

Н = р^4 + р21У- + р,\У2 + + р5 ( А. 12 )

Где

р1 = 179 р2 = -236,79 рЗ = 241,7 р4 =-17,765 р5 = 100,48

170

160

О

а 150

Э

Е &

Е 140 ш

= 130

о

со

120

110

100

/

/ Г

/

/

У /

у

О 0.1

0.2

0.3 0.4 0.5

СопсеШгаИоп, %/100

0.6

0.7

0.8