Ключові слова
Як цитувати
Анотація
Розглядаються питання щодо забезпечення безпеки під час здійснення операцій горизонтального транспортування ядерного палива в межах підприємств. З урахуванням сучасних тенденцій щодо впровадження роботизованих систем для зменшення впливів на персонал небезпечних ядерних матеріалів, досліджено питання про автоматизоване управління рухом колісної роботизованої платформи, яка може використовуватися для горизонтального транспортування ядерного палива. Основна увага приділяється мінімізації транспортних навантажень на ядерне паливо завдяки зменшенню прискорень під час його горизонтального переміщення на колісній роботизованій платформі, що є окремим питанням комплексної проблеми безпеки поводження із ядерним матеріалами. Дослідження безпеки горизонтального переміщення ядерного палива на роботизованій колісній транспортній платформі зводяться до визначення прискорень та виконання з допомогою комп'ютерного моделювання з використанням математичних моделей динаміки та електромеханіки. У вигляді рівнянь Лагранжа другого роду та рівнянь електромеханіки рушійних двигунів постійного струму побудовано математичну модель роботизованої колісної транспортної платформи, завантаженої ядерним паливом, та встановленого на ній акселерометра, який забезпечує вимірювання, необхідні для автоматизованої системи безпечного управління рухом. Досліджено питання щодо забезпечення плавності ходу під час зрушення з місця колісної платформи, завантаженої ядерним паливом, оскільки саме на такому режимі спостерігаються максимальні прискорення, що можуть призвести до пошкоджень ядерного палива. Комп'ютерне моделювання виконане за допомогою вільного програмного забезпечення Scilab із відкритим програмним кодом. Показано, що завдяки належному вибору закону зміни у часі напруги живлення рушійних електричних двигунів можна забезпечити досить мале прискорення під час зрушення з місця роботизованої колісної транспортної платформи, завантаженої ядерним паливом. Одержаний результат обґрунтовує можливість безпечного горизонтального транспортування ядерного палива на роботизованих колісних платформах у межах підприємств, що суттєво зменшить шкідливий вплив небезпечних ядерних матеріалів на персонал.
Посилання
Romashov, Yu. V., Povolotskii, E. V. (2018). Influence of the Temperature State on the Damageability Due to the Creep of Claddings of Cylindrical Fuel Elements. Visnyk of V. N. Karazin Kharkiv National University Ser. “Mathematics, Applied Mathematics and Mechanics”, 87, 13–28. doi: 0.26565/2221-5646-2018-87-02.
Alyokhina, S. (2019). Thermal State of Ventilated Storage Container with Spent Nuclear Fuel under Normal Operation. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, 13(4), 381-398. doi: 10.1504/IJNEST.2019.106056
Tsitsimpelis, I., Taylor, C. J., Lennox, B., Joyce, M. J. (2019). A Review of Ground-Based Robotic Systems for the Characterization of Nuclear Environments. Progress in Nuclear Energy, 111, 109–124. doi: 10.1016/j.pnucene.2018.10.023.
Kim, I. S., Choi, Y., Jeong, K. M. (2017). A New Approach to Quantify Safety Benefits of Disaster Robots. Nuclear Engineering and Technology, 49 (7), 1414-1422. doi: 10.1016/j.net.2017.06.008.
Starý, M., Novotný F., Horák, M., Stará, M. (2020). Sampling Robot for Primary Circuit Pipelines of Decommissioned Nuclear Facilities. Automation in Construction, 119, 103303. doi: 10.1016/j.autcon.2020.103303.
Song, B., Park, J., Yun, D. (2020). Depth-adaptive Controller for Spent Nuclear Fuel Inspections. Nuclear Engineering and Technology, 52(8), 1669–1676. doi: 10.1016/j.net.2020.01.019.
Shin, H., Jung, S. H., Choi, Y. R., Kim, C. H. (2018). Development of a Shared Remote Control Robot for Aerial Work in Nuclear Power Plants. Nuclear Engineering and Technology, 50(4), 613-618. doi: 10.1016/j.net.2018.03.006.
Ghosh, A., Soto, D. A. P., Veres, S. M., Rossiter, A. (2020) Human Robot Interaction for Future Remote Manipulations in Industry 4.0. IFAC-PapersOnLine, 53(2), 10223–10228. doi: 10.1016/j.ifacol.2020.12.2752.