Ядерные реакторы - Томский политехнический университет

УТВЕРЖДАЮ
Директор ФТИ
___________Долматов О.Ю.
«____»_____________2014 год
БАЗОВАЯ РАБОЧАЯ ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ
___________________ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ_______________________
СПЕЦИАЛЬНОСТЬ ООП 140801 – Электроника и автоматика физических
установок
СПЕЦИАЛИЗАЦИИ Системы автоматизации физических установок и их
элементы
Системы автоматизации технологических процессов
ядерного топливного цикла
Квалификация (степень) специалист
Базовый учебный план приема 2014 г.
Курс __4__ семестр __7__
Количество кредитов __6__
Код дисциплины С1. БМ4.18
Виды учебной деятельности
Временной ресурс по очной форме
обучения
Лекции, час
Практические занятия, час
Лабораторные занятия, час
Курсовой проект в8семестре
Аудиторные занятия, час
Самостоятельная работа, час
ИТОГО, час
32
8
16
−
56
160
216
Вид промежуточной аттестации–диф. зачет в 7 семестре
Курсовой проект –диф. зачет в 8 семестре
Обеспечивающее подразделение– кафедра ФЭУ ФТИ
Заведующий кафедрой________________ Долматов О. Ю.
Руководитель ООП________________
Ливенцов С.Н.
Преподаватель(и)
_______________ БеденкоС. В.
2014год
1. Цели освоения дисциплины
Цели освоения дисциплины:формирование у обучающихся знаний
нейтронно-физических процессов в ядерном реакторе, технологических схем
энергооборудования, приобретение навыков самостоятельной работы,
необходимые для использования полученных знаний и умений для изучения
других спец. дисциплин и в дальнейшей практической и производственной
деятельности.
2. Место дисциплины в структуре ООП
Курс «Ядерные реакторы» относится к профессиональному циклу
основной образовательной программы по специальности 140801
«Электроника и автоматика физических установок».
Особое место среди персонала АЭС занимают инженеры управления и
обслуживания РУ, а также персонал, работающий с системами
регулирования, управления и защиты.
Для подготовки высококвалифицированных инженеровуправленияи
обслуживания РУнужна дисциплина, которая позволила бы провести
взаимосвязь между теоретическими законами и производственными
задачами. Такой дисциплиной является лекционный курс «Ядерные
реакторы».
В курсе «Ядерные реакторы»излагаются вопросы классификации
ядерных реакторов, теоретические основы и методы расчета РУ, кинетика,
управление РУ,а также вопросы безопасности АЭС и надежность работы
всего оборудования.
Полученные знания позволят студентам правильно ориентироваться в
вопросах теории ядерных реакторов и энергетических установок, как одних
из самых сложных объектов управления, более осознанно подойти к
изучению других профилирующих курсов, связанных с изучением объектов
управления, и заложить основу практических нейтронно-физических
расчетов серийных РУ.
Дисциплине «Ядерные реакторы» предшествует освоение дисциплин
ПРЕРЕКВИЗИТЫ: С2.Б5, С2.Б1.5, С2.Б5.1, С2.Б5.2, С2.Б5.3.
Содержание разделов дисциплины согласовано с содержанием
дисциплин, изучаемых параллельно.
КОРЕКВИЗИТЫ: С3.Б5.1, С3.Б10, С3.Б8.1, С3.Б9.3, С3.Б9.4.
3. Результаты освоения дисциплины
В соответствии с требованиями ООП освоение дисциплины направлено
на формирование у студентов следующих компетенций (результатов
обучения), в т.ч. в соответствии с ФГОС:
Таблица 1
Составляющие результатов обучения, которые будут получены при
изучении данной дисциплины
Результаты
обучения
(компетенции
из ФГОС)
Р3 (ПК-3; ПК-4)
Составляющие результатов обучения
Код
Знания
З3.1
З3.2
Знание
современных
методов решения
задач
математической
физики
(применительно к
ядерным
реакторам);
Знание методов
контроля
параметров
внутриреакторных
процессов
P6 (ПК-5)
P7 (ПК-6; ПК-8)
Р8 (ПК-9)
З7.1
З8.1
З8.2
Знание наиболее
опасных
последствий,
вызванных
отклонениями
технологических
параметров
ядерных
энергетических
установок
Знание приборноэкспериментальной
базы,
используемой в
экспериментальной
физике ядерных
реакторов;
Знание
современных
программных
средств решения
задач реакторной
физики
Код
Умения
У3.1
Умение
определять
набор средств
(методы,
технические
средства),
необходимых
для решения
конкретной
задачи
У6.1
Умение
выделять
наиболее
значимые
процессы и
явления среди
происходящих
в ядерных
энергетических
установках
У8.1
Умение
выбирать
наиболее
эффективный
метод (из
имеющихся)
для решения
конкретной
технической
задачи
Код
Владение
опытом
В3.1
Владение
численными и
аналитическими
методами решения
дифференциальных
уравнений (систем
уравнений)
В результате освоения дисциплины «Ядерные реакторы» студентом
должны быть достигнуты следующие результаты:
Таблица 2
Планируемые результаты освоения дисциплины
№ п/п
РД1
РД2
РД3
РД4
РД5
РД6
Результат
владеть навыками работы с технической литературой, научнотехническими
отчетами,
справочниками
и
другими
информационными источниками (в том числе на иностранном
языке).
владеть
современной
вычислительной
техникой
и
компьютерными
кодами
для
инженерных
расчетов,
протекающих в реакторных установках.
применять полученные знания для решения нечетко
определенных
инженерных
задач,
способность
идентифицировать, формулировать и решать инженерные
задачи с использованием современных аналитических методов
исследования и технологических процессов в новых областях
своей специализации и в смежных областях энергетики.
уметь разрабатывать многовариантные, защищенные от
кризисных ситуаций схемы достижения поставленных целей.
быстро ориентироваться и выбирать оптимальные решения в
многофакторных ситуациях.
уметь эффективно использовать любой имеющийся арсенал
средств для максимального приближения к поставленным
целям.
4. Структура и содержание дисциплины
Дисциплина содержит 9 разделов:
Раздел1. ВВЕДЕНИЕ.
Основные определения, терминология.Значение курса и его содержание.
Основные задачи, назначение и эксплуатация энергетических установок.
Международные проекты АЭС с установками нового поколения.
Перспективы ядерно-водородной энергетики. Малая атомная энергетика.
Перспективы термоядерной энергетики.
Лабораторная работа1.Моделирование нейтронной защиты реактора.
Раздел2. ПРИНЦИП РАБОТЫ И КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ.
Основные положения ядерной физики, характеризующие работу
ядерного реактора. Основные типы нейтронных реакций в ядерном реакторе.
Особенности реакции деления и их практическое применение. Нейтронные
эффективные сечения. Нейтронный цикл в реакторе. Эффективный
коэффициент размножения. Принцип работы и классификация ядерных
реакторов.
Лабораторная работа 2. Определение коэффициента диффузионного
отражения тепловых нейтронов от парафина.
Раздел3. ГЕТЕРОГЕННЫЕ И ГОМОГЕННЫЕ РЕАКТОРЫ.
Коэффициент размножения в гетерогенном реакторе. Коэффициент
использования тепловых нейтронов. Коэффициент размножения на быстрых
нейтронах. Вероятность избежать резонансного захвата. Определение
эффективного коэффициента размножения и критических размеров
гетерогенного реактора.
Лабораторная работа 3. Распределение плотностей тока и потока
тепловых нейтронов в замедляющей среде с использованием
газонаполненного детектора.
Раздел4.ХАРАКТЕРИСТИКИ
СТРУКТУРЫ
АКТИВНЫХ
ЗОН
ТЕПЛОВЫХ РЕАКТОРОВ.
Ядерное топливо и ядерное горючее. Замедлитель. Теплоноситель.
Параметры структуры активных зон гомогенных и гетерогенных ядерных
реакторов.
Лабораторная работа 4. Распределение плотностей тока и потока
тепловых нейтронов в замедляющей среде с использованием торцевого
сцинтилляционного детектора.
Раздел5. КИНЕТИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ.
Элементарное уравнение кинетики реактора. Среднее время жизни
поколения нейтронов в тепловом реакторе. Запаздывающие нейтроны.
Период реактора, время удвоения мощности и их взаимосвязь.Отравление,
зашлаковывание, выгорание, воспроизводство ядерного топлива.
Лабораторная работа 5. Распределение плотностей тока и потока
тепловых нейтронов в замедляющей среде с использованием активационных
детекторов.
Раздел6. ЭЛЕМЕНТЫ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРОМ.
Назначение системы регулирования. Градировочные кривые стержня.
Обеспечение теплотехнической надежности активной зоны ядерного
реактора. Пуск, работа на мощности, остановка и расхолаживание реактора.
Компенсирующие
стержни:
дифференциальная
и
интегральная
характеристики. Стержни автоматического регулирования: назначение,
рабочее положение. Стержни аварийной защиты: назначение, физический
вес. Жидкостное регулирование. Определение эффективности регулирующих
стержней и системы управления и защиты.
Лабораторная работа 6. Определение отношений плотностей потоков
тепловых и надтепловых нейтронов в полиэтилене.
Раздел7. СИСТЕМЫ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ И СИГНАЛИЗАЦИИ.
Система АЗ реактора типа ВВЭР, типы аварийных ситуаций и основные
сигналы АЗ различного рода, причины возникновения сигналов АЗ, и их
последствия, функционирование составляющих системы управления и
защиты. Структура и составляющие систем управления безопасности
реакторов типа ВВЭР. Защита по уровню мощности и периоду разгона,
аварийная и предупредительная сигнализация. Аварийная защита реактора
по технологическим параметрам первого контура. Технологические защиты
реактора на запуск систем аварийного охлаждения зоны. Технологические
защиты и блокировки оборудования первого и второго контура.
Лабораторная работа 7. Определение длины диффузии нейтронов в
графите.
Раздел8.
БЕЗОПАСНОСТЬ
ЯДЕРНЫХ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВОК.
Ядерная, радиационная и экологическая безопасность ядерных
энергетических установок. Оценка вероятности возникновения аварии из-за
отказа оборудования. Мировой опыт аварий и инцидентов. Чернобыльская
авария.
Лабораторная работа 8. Экспериментальное определение
нейтронов Pu-Be источника в графите.
возраста
Раздел9. РЕАКТОРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ НОВОГО
ПОКОЛЕНИЯ.
Международные проекты GIF и INPRO. Проекты АЭС с реакторами
нового поколения. Особенности конструкции реакторных установок нового
поколения. Характеристики структуры активных зон высокотемпературных и
газоохлаждаемых реакторных установок нового поколения.Эксплуатация
реакторной установкой. Управления величиной эффективного коэффициента
размножения реакторной установки.
5. Организация и учебно-методическое обеспечение
самостоятельной работы студентов
5.1. Виды и формы самостоятельной работы
Самостоятельная работа студентов включает текущую и творческую
проблемно-ориентированную самостоятельную работу (ТСР).
Текущая СРС направлена на углубление и закрепление знаний
студента, развитие практических умений и включает:
● работа с лекционным материалом, поиск и обзор литературы и
электронных источников информации по индивидуально заданной
проблеме курса;
● выполнение домашних заданий, домашних контрольных работ;
● изучение тем, вынесенных на самостоятельную проработку;
● подготовка к практическим и семинарским занятиям;
● подготовка к контрольной работе и коллоквиуму, к диф. зачету.
Творческая самостоятельная работа включает:
●
поиск, анализ, структурирование и презентация информации;
●
выполнение расчетно-графических работ;
●
Выполнение курсового проекта.
5.2.
Содержание
самостоятельной
модулю(дисциплине)
работы
студентов
по
Программа самостоятельной познавательной деятельности включает
следующие разделы:
Самостоятельное изучение теоретического материала. Внеаудиторная
работа студентов состоит в проработке лекционного материала. Подготовка к
лабораторным работам. Часть теоретического материала предлагается
студентам для самостоятельного более углубленного изучения с
предоставлением отчета. Общее время самостоятельной работы по разделу
составляет 160 часов.
Темы, выносимые на самостоятельную работу
1.
Нейтронно-физические расчета активных зона РУ нового покодения.
2.
Оптимизационные модели ЯЭУ перспективных типов.
3.
Особенности и методы измерения больших запасов реактивности в
энергетически реакторах.
4.
Безопасность и надежность основного оборудования АЭС и
энергоблока.
5.
Оценка вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования.
6.
Компоновка первого контура и основное оборудование петель.
7.
Системы обеспечения радиационной безопасности персонала.
8.
Схемы аварийной подпитки первого контура реактора.
9.
Постановка и решение задачи управления распределением нейтронов в
реакторе.
Темы рефератов
1.
Методы расчета устойчивости больших корпусных кипящих реакторов.
2.
Обеспечение устойчивости естественной циркуляции теплоносителя.
3.
Уравнения Больцмана, их упрощенные формы и типы переходных
процессов в импульсных самогасящихся реакторах.
4.
Сравнительный анализ адиабатической и точечной модели кинетики
реактора с запаздывающими нейтронами.
5.
Многообразие реактивностей: обобщенная реактивность, различные
определения эффективного коэффициента размножения нейтронов.
6.
Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах.
7.
Малые эффекты реактивности и их влияние на процесс вывода
реактора на рабочую мощность.
8.
Особенности управления и организации безопасной эксплуатации
реакторов с топливом, включающем соединения плутония.
9.
Технологические особенности перегрузки тяжеловодных реакторов.
10. Опыт использования различных сильнопоглощающих материалов для
изготовления органов регулирования.
11. Постановка и решение задачи управления распределением нейтронов в
реакторе.
12. Формальные границы действия закона сохранения реактивности.
13. Нарушение баланса реактивности при малых интерференционных
поправках низкого порядка.
14. Особенности и методы измерения больших запасов реактивности.
15. Решетка поглотителей в импульсном графитовом реакторе (ИГР),
поочередное взвешивание поглотителей в ИГР.
16. Определение поправок к интегральной реактивности по результатам
экспериментов в околокритической мощности.
17. Околокритический реактор на мгновенных нейтронах, установление
распределения на мгновенных нейтронах.
18. Определение реактивности исследованием кинетики реактора с
запаздывающими нейтронами
19. Маневренные возможности ЯППУ.
20. Безопасность и надежность основного оборудования АЭС.
21. Оценка вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования.
22. Компоновка первого контура и основное оборудование петель.
23. Системы обеспечения радиационной безопасности персонала.
24. Схемы аварийной подпитки первого контура.
25. Системы аварийного охлаждения зон высокого и низкого давления.
26. Система предохранительных клапанов первого контура или система
компенсации давления.
27. Система подпитки и борного регулирования.
28. Вспомогательные системы первого контура.
29. Схема основных паропроводов.
30. Схема основных питательных трубопроводов второго контура.
5.3. Контроль самостоятельной работы
Оценка самостоятельной работы организуется в виде промежуточного
контроля два раза в семестр. В контрольные работы входят теоретические
вопросы, разобранные на лекционных занятиях, практических и
лабораторных занятиях, а также вопросы, подлежащие самостоятельному
изучению.
6. Средства текущей и промежуточной оценки качества освоения
дисциплины
Оценка качества освоения дисциплины производится по результатам
следующих контролирующих мероприятий:
Результаты
Контролирующие мероприятия
обучения по
дисциплине
Контрольные работы
РД1, РД4.
Индивидуальныезадания
РД1, РД4.
Коллоквиумы
РД4, РД5.
РД2,
РД3,
Реферат
РД6.
РД2,РД3
Курсовой проект
РД5, РД6.
РД4,
РД5,
Диф. зачет
РД6.
Для оценки качества освоения дисциплины при проведении
контролирующих мероприятий предусмотрены следующие средства (фонд
оценочных средств):
 вопросы входного контроля;
 задачи для контрольных работ и индивидуальных заданий;
 контрольные вопросы, задаваемые при проведении практических
занятий (защита реферата);
 вопросы промежуточного (коллоквиумы) и выходного (диф. зачет)
контроля.
6.1.Вопросы входного контроля
1.
Дифференциальное исчисление:
а) решение задач на определение экстремума,
б) дифференциальные уравнения и системы дифференциальных уравнений,
в) решение задач с использованием стандартных функций.
2.
Интегральное исчисление:
а) решение задач интегрированием,
б) интегрирование по поверхности, по объёму.
3.
Энергетика ядерных превращений.
4.
Радиоактивность, закон радиоактивного распада. Виды излучений.
5.
Открытие нейтрона, эксперименты Дж.Чадвика, (α,n)-ядерные реакции
6.
Основные свойства нейтрона, состав атомных ядер, π-мезоны
7.
Сечение ядерной реакции
8.
Спонтанное деление ядер, деление тяжелых ядер под действием
нейтронов
9.
Процесс получения энергии в ядерном реакторе.
10. Классификация и типы ядерных реакторов
11. Системы отвода тепла из ядерных реакторов
12. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
13. Вероятность избежать резонансного захвата
14. Коэффициент использования тепловых нейтронов
15. Условие критичности ядерного реактора, материальный и
геометрический параметры
16. Уравнения кинетики ядерных реакторов
17. Ксеноновые переходные процессы в ядерном реакторе
18. Основные эффекты реактивности в ядерных реакторах
19. Изменение нуклидного состава ядерного топлива
20. Глубина выгорания топлива, кампания реактора
21. Распределения быстрых и тепловых нейтронов в активной зоне
ядерных реакторов
22. Эффективность одиночного поглощающего стержня в одногрупповом
приближении
23. Коэффициенты неравномерности энерговыделения
24. Распределения температуры в ядерном топливе, в замедлителе
25. Остаточное тепловыделение
26. Температурное состояние теплоносителя и материалов активной зоны
по ходу циркуляции теплоносителя
27. Материалы поглощающих стержней
6.2. Примеры задач для контрольных работ и индивидуальных заданий
Задача № 1. Как изменится отравление Хе, если, не меняя концентрации
топлива и мощности ЯР, уменьшить объём АЗ в 2 раза?
Задача № 2. Оценить соотношение между равновесными
концентрациями Хе в двух эквивалентных по мощности, но разных по
т
спектру on1 ЯР. В ЯР на тепловых нейтронах Фт51013 н/см2с и  Xe
310–18
н . т.
см2; в ЯР на надтепловых нейтронах Фн.т1015 н/см2с и  Xe
10–23 см2.
Задача № 3. Оценить, во сколько раз больше потеря реактивности из–за
Хе в ЯР с тепловым спектром, чем в ЯР с надтепловым спектром. Реакторы
эквивалентной мощности, =const.
Задача № 4. Оценить, во сколько раз больше стационарное отравление
Хе в ЯР с тепловым спектром нейтронов, чем в ЯР с надтепловым спектром.
Реакторы эквивалентной мощности.
Задача № 5. Реактор ВВЭР из разотравленного состояния выведен на
мощность 80% Nном. На сколько изменится зап. из–за отравления Хе через 10
часов работы ЯР на этой мощности?
Задача № 6. Чем отличается поведение ЯР в двух случаях: а) при
Кэф=+0,002 б) при =+0,002?
Задача № 7. Оценить Ф спонтанного деления и соответствующую ей
мощность в ЯР на тепловых нейтронах с объёмом АЗ 3 м3 и загрузкой
природного урана 2,2 т. Время жизни мгновенных нейтронов l=10–5 с.
Задача № 8. Оценить умножение М, и установившиеся значения Фуст. и
Nуст., обусловленные спонтанным делением в реакторе при Кэф=0,8 и
Кэф=0,99.
Задача № 9. Определить мощность ЯР в подкритическом состоянии при
Кэф=-0,25 с внутренним источником нейтронов Q =108нейтр/с, равномерно
рассредоточенным в активной зоне.
Задача № 10. ЯР подкритичен. Мощность соответствует 10 делениям
шкалы измерительного прибора. После введения в АЗ постороннего
источника нейтронов мощностью 106нейтр/с показания прибора увеличились
до 15 деления. Оценить мощность внутреннего источника нейтронов,
обусловленного спонтанными делениями и фотонейтронами.
Задача № 11. В активной зоне объёмом 2 м3 Q =5107нейтр/с, l=10–6 с.
Наиболее вероятная энергия нейтронов, вызывающих деление топлива, равна
100 эВ. Оценить Фуст. и tуст. до уровня 90% Фуст. при под=0,2 и 0,01.
Задача № 12. Определить, в каком из случаев а) или б) задачи № 11
необходимо учитывать запаздывающие нейтроны.
Задача № 13. Во сколько раз изменится Nуст. после первого, второго и
третьего увеличений Кэф каждый раз на величину Кэф=0,01, если исходное
значение Кэф=0,96? Как будет изменяться tуст.?
Задача № 14. Мощность ядерного реактора в подкритическом
состоянии равна 10–6% Nном. После подъёма всех стержней АЗ она
увеличилась до 1,210–6% Nном. Это соответствует показаниям прибора
изменения мощности 10 и 12 делений шкалы. Чему равна подкритичностьпод
до и после подъёма стержней аварийной защиты?
Задача № 15. Реактор ВВЭР в разогретом до рабочей температуры
разотравленном состоянии имеет =2%. Сколько, примерно, сможет работать
ЯР на мощности 30%, 60% и 100% Nном?
Задача № 16. Чувствительность прибора контроля мощности по
нейтронам равна 105 н/см2с на одно деление шкалы. Чему равна Фист.,
обусловленная спонтанным делением и фотонейтронами, если при
высвобождении =10–3 стрелка отклонилась с 2 до 5 делений шкалы?
Задача № 17. Какой должна быть чувствительность прибора, чтобы в
подкритическом состоянии при Кэф=–0,005 он контролировал Ф в ЯР с
источником нейтронов спонтанного деления интенсивностью 10 2нейтр/с?
Задача № 18. Объём АЗ ядерного реактора на тепловых нейтронах равен
2,5 м3. Внутренний источник имеет Iист=5107нейтр/с; Фном=1013нейтр/см2с.
На какой мощности и в какой степени будет заметным увеличение Ф за счёт
источника при Кэф=1?
Задача № 19. Чему равна установившаяся плотность потока нейтронов,
создаваемая запаздывающими нейтронами в критическом (Кэф=1) ЯР и как
она будет изменяться при изменении (0<<)?
Задача № 20. Мощность ЯР после высвобождения >0 увеличилась за 1
мин от 10 до 27% Nном. Чему равен Т(2)?
Задача № 21. Мощность критического ЯР равна 0,5% Nном. После
увеличения  мощность через 100 с достигла 0,8% Nном. Определить Т(2).
(эф=0,7%, l=10–5 с).
Задача № 22. В критическом ЯР (эф=0,8%, l=10–5 с), работающем на
мощности 0,5% Nном,  скачком увеличилась на +0,2%. Как изменится
мощность в первую секунду?
Задача № 23. Какой скачок  произошел в критическом ЯР (эф=0,7%),
если мощность резко увеличилась на 10% по сравнению с исходной и
продолжает расти?
Задача № 24. При работе ЯР на мощности 80% Nном сработала АЗ и
мощность резко упала до 20% Nном. Какая отрицательная  введена в АЗ
(эф=0,7%).
Задача № 25. Во сколько раз увеличится за 1 с мощность ЯР при
Кэф=1,009, l=10–4с, эф=0,007?
Задача № 26. Каким должно быть время жизни поколения нейтронов,
чтобы при Кэф=0,01 мощность за 1 мин увеличилась в 2 раза?
Задача № 27. Какому примерно Т(2) соответствует увеличение
мощности а) с 10 до 20% Nном; б) с 50 до 60% Nном; в) с 90 до 100% Nном, если
оно происходит со скоростью 0,5% Nном/с?
Задача № 28. Оценить Nуст, обусловленную спонтанным делением при
Кэф=0,95 в ЯР на тепловых нейтронах с загрузкой природного урана 3т. При
какой подкритичности в ЯР Nуст1 МВт?
Задача № 29. При очередном высвобождении =0,005 мощность
увеличилась примерно в 3 раза. Оценить подкритичность ЯР.
Задача № 30. ЯР работает на мощности 5 МВт. Потеря нейтронов в
результате поглощения без деления составляет 45%. Сколько %–тов
нейтронов вылетает за пределы АЗ?
Задача № 31. Плотность оn1 с энергией Е1=0,025 эВ равна
n1=105нейтр/см3, а с энергией Е2=1 кэВ n2=103нейтр/см3. Плотность потока
каких нейтронов больше?
Задача № 32. На сколько процентов от исходной изменится мощность
ЯР сразу же после скачка  на: а) +0,003; б) –0,003 (эф=0,007)?
Задача № 33.Надкритичность ЯР на запаздывающих нейтронах зап=20
дол; =0,0064; =1,25. Чему равен Кэф?
Задача № 34. Во сколько раз увеличится мощность за 1 мин при
=+0,001 в ЯР с: а) урановым и б) плутониевым топливом? Как ведёт себя
плутониевый и урановый ЯР при =0,3%?
Задача № 35. Оценить допустимый шаг hш перемещения 10 и одного
КС реактора ТР. Можно ли, и если да, то как и для чего, изменять шаг
перемещения КС в процессе кампании?
Задача № 36. При положении всех КС 1000 мм прибор контроля Ф
показывает Фпод1=50 дел.шк., а после подъёма одного КС на Н=100 мм
установившаяся Фпод2 соответствует 75 дел.шк. Определить критическое
положение данного КС в реакторе.
крит
Задача № 37. КС реактора ТР находятся в положении 800 мм, H КС
=400
мм. На сколько нужно поднять все КС, чтобы подкритическая мощность ЯР
увеличилась в 2 раза?
Задача № 38. В реакторе ТР в холодном разотравленном состоянии во
крит
второй половине кампании H КС
=1240 мм. Какой энергозапас ЯР отработал
и какой ещё имеет, если при прочих равных условиях вначале кампании
крит
=1200 мм?
H КС
Задача № 39. В каком положении должен находиться стержень АР,
имеющий интегральную характеристику 1 или 2, чтобы обеспечить
нормальное регулирование мощности ЯР? Какой должна быть скорость
подъёма АР, чтобы скорость высвобождения  была не больше 0,04
эф/с=2,810–4 с–1 (при эф=0,007).
крит
Задача № 40. В данный момент кампании реактора ТР H КС
=500 мм.
ЯР подкритичен, НКС=600 мм, а НАР=1000 мм. Пусковые приборы
контролируют 510–3% Фном. На сколько и в какую сторону переместили
стержень АР, если Ф стала равной 710–3% Фном?
Задача № 41. С какой скоростью нужно перемещать стержень АР или
один и 10 КС реактора ТР, чтобы поддержать мощность постоянной при
увеличении  со скоростью 10–5 с–1? (Это может быть при разогреве ЯР при
положительном t или при выходе из йодной ямы – разотравлении).
6.3. Примеры тем, вынесенных на самостоятельную проработку
(рефераты)
31. Методы расчета устойчивости больших корпусных кипящих реакторов.
32. Обеспечение устойчивости естественной циркуляции теплоносителя.
33. Уравнения Больцмана, их упрощенные формы и типы переходных
процессов в импульсных самогасящихся реакторах.
34. Сравнительный анализ адиабатической и точечной модели кинетики
реактора с запаздывающими нейтронами.
35. Многообразие реактивностей: обобщенная реактивность, различные
определения эффективного коэффициента размножения нейтронов.
36. Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах.
37. Малые эффекты реактивности и их влияние на процесс вывода
реактора на рабочую мощность.
38. Особенности управления и организации безопасной эксплуатации
реакторов с топливом, включающем соединения плутония.
39. Технологические особенности перегрузки тяжеловодных реакторов.
40. Опыт использования различных сильнопоглощающих материалов для
изготовления органов регулирования.
41. Постановка и решение задачи управления распределением нейтронов в
реакторе.
42. Формальные границы действия закона сохранения реактивности.
43. Нарушение баланса реактивности при малых интерференционных
поправках низкого порядка.
44. Особенности и методы измерения больших запасов реактивности.
45. Решетка поглотителей в импульсном графитовом реакторе (ИГР),
поочередное взвешивание поглотителей в ИГР.
46. Определение поправок к интегральной реактивности по результатам
экспериментов в околокритической мощности.
47. Околокритический реактор на мгновенных нейтронах, установление
распределения на мгновенных нейтронах.
48. Определение реактивности исследованием кинетики реактора с
запаздывающими нейтронами
49. Маневренные возможности ЯППУ.
50. Безопасность и надежность основного оборудования АЭС.
51. Оценка вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования.
52. Компоновка первого контура и основное оборудование петель.
53. Системы обеспечения радиационной безопасности персонала.
54. Схемы аварийной подпитки первого контура.
55. Системы аварийного охлаждения зон высокого и низкого давления.
56. Система предохранительных клапанов первого контура или система
компенсации давления.
57. Система подпитки и борного регулирования.
58. Вспомогательные системы первого контура.
59. Схема основных паропроводов.
60. Схема основных питательных трубопроводов второго контура.
6.4. Вопросы промежуточного и выходного контроля
1. Типичные источники и счетчики нейтронов, используемые при пуске
ядерного реактора (ЯР).
2. Вид кривой обратного счета при "удачном" расположении счетчиков.
3. Умножение, подкритичность. Может ли подкритичность превышать
единицу.
4. Связь между установившимися параметрами и параметрами источника.
5. Как ведет себя плотность потока нейтронов в подкритическом и
критическом ЯР при наличии источников и после его удаления.
6. При какой подкритичности на время установления существенно влияет
время запаздывания нейтронов.
7. Как по изменению подкритичной мощности и высвобождаемой
реактивности определить подкритичность ЯР при его пуске.
8. Что произойдет с ЯР при очередном освобождении реактивности, если в
предыдущем освобождении такой же реактивности подкритическая
мощность возросла в два раза.
9. Эффективная доля запаздывающих нейтронов; от чего зависит ценность
запаздывающих нейтронов; чему равно время запаздывания для урана–235
и плутония–239.
10.Усредненное время жизни поколения нейтронов в ЯР.
11.Как изменяется ценность запаздывающих нейтронов с уменьшением
размеров активной зоны; в каком случае ценность фотонейтронов
сравнима с ценностью запаздывающих.
12.Поведение ЯР при реактивности, равной эффективной доле
запаздывающих нейтронов; чему равна реактивность при работе ЯР на
постоянном уровне мощности.
13.Как ведет себя соотношение плотностей запаздывающих и мгновенных
нейтронов при введении положительной и отрицательной реактивности;
что происходит быстрее: увеличение или уменьшение плотности потока
нейтронов при одинаковом по абсолютному значению скачке
реактивности (положительном и отрицательном).
14.Чем определяется скорость спада мощности ЯР через две–три минуты
после его перевода в подкритическое состояние.
15.Играют ли роль запаздывающие нейтроны при работе ЯР на стационарном
уровне мощности; чему равны эффективный коэффициент размножения и
реактивность в этом случае.
16.Перечислите регламентные режимы эксплуатации ЯР и их определяющие
характеристики.
17.Реактивность, пределы регулирования ЯР по реактивности, запас
реактивности.
18.Подкритичность на мгновенных нейтронах.
19.Динамика изменения мощности при мгновенном изменении реактивности
от нулевого значения в положительную и отрицательную стороны.
20.Связь подкритичности и умножения; как ведет себя ЯР с плутониевым
топливом при реактивности равной или большей +0.003.
21.Как изменить реактивность от нулевого значения (регламент), чтобы
увеличить/снизить мощность в течение определенного промежутка
времени и поддерживать ее затем на постоянном уровне.
22.Как ведет себя начальная скорость увеличения плотности потока
нейтронов по мере приближения ЯР к критичности.
23.Как ведет себя время установления при приближении к критичности, чему
оно равно при Кэфф. равном единице; чему равен период реактора при
работе на постоянном уровне мощности.
24.Указать характерное значение запаса реактивности; потери реактивности
за счет температурного и мощностного эффектов, за счет накопления
продуктов деления равновесной концентрации, за счет выгорания и
шлакования для быстрых и тепловых ЯР.
25.Функция линейного отклика, что она определяет.
26.Указать три основных вида регулирования реактивности; чем
осуществляется активный и пассивный способ компенсации реактивности.
27.Физический вес (компенсирующая способность) регулирующего стержня;
условие, которому должен удовлетворять физический вес всех
компенсирующих стержней в ЯР без выгорающих поглотителей.
28.Дифференциальная характеристика компенсирующего стержня и единицы
ее измерения.
29.Допустимая скорость высвобождения реактивности.
30.Как определить допустимый шаг перемещения компенсирующего стержня
при работающей и неработающей пусковой аппаратуре; как определить
допустимую скорость подъема компенсирующего стержня.
31.Для чего служит стержень автоматического регулирования, какому
условию должен удовлетворять его физический вес, какое его положение
в активной зоне является рабочим. Какому условию должен
удовлетворять физический вес стержней аварийной защиты.
32.Из чего складывается изменение запаса реактивности с момента
известного критического положения компенсирующих стержней до
момента очередного пуска ЯР.
33.Что может произойти если текущая концентрация борной кислоты
отличается от расчетной при пуске ЯР.
34.Из какого расчета определяется топливных кассет (ТК) в первой, третьей
и следующих партиях при загрузке "свежей" активной зоны; начиная с
какого момента загрузку ведут по одной ТК; какому условию должна
удовлетворять скорость погружения ТК в технологический канал.
35.На какие диапазоны разбивается интервал мощности при пуске ЯР.
36.Из какого условия выбирается скорость высвобождения реактивности при
пуске ЯР; способы увеличения безопасности пуска ЯР.
37.После какого положения компенсирующих стержней можно и каким
образом сократить время пуска ЯР.
38.Как определить скорость погружения компенсирующего стержня,
обеспечивающую постоянство мощности ЯР при увеличении
реактивности с постоянной скоростью.
39.Каким должен быть физический вес стержня автоматического
регулирования при эффективной доле запаздывающих нейтронов 0,007,
чтобы он, находясь в рабочем положении, мог компенсировать быстрое
увеличение реактивности, приводящее к скачку мощности на 20% от
текущего значения.
40.Указать шаг подъема и время выдержки регулировочной кассеты ЯР
ВВЭР–440 в неконтролируемом диапазоне мощности.
41.Указать основные условия ядерной безопасности при пуске ЯР; в каком
случае при пуске можно увеличить скорость высвобождения реактивности
выше регламентной; какой прибор первым регистрирует выход ЯР на
минимальный контролируемый уровень мощности.
42.Перечислить основные составляющие системы управления и защиты
(СУЗ) реактора ВВЭР.
43.Причины появления и последствия сигналов аварийной защиты первого
рода в реакторах ВВЭР; какова скорость движения стержней СУЗ вниз
"самоходом" для ВВЭР.
44.Как определить скорость ввода отрицательной реактивности при
движении стержней СУЗ вниз.
45.Указать предупредительные и аварийные уставки аварийной защиты
реакторов ВВЭР в различных диапазонах мощности.
46.Сколько групп стержней СУЗ ЯР ВВЭР–440 и с какой скоростью
опускаются в активную зону по предупредительной установке; чем
определяется эффективность групп стержней СУЗ.
47.Указать диапазоны нейтронной мощности при пуске ЯР и
регистрирующие камеры, используемые в них.
48.Как определить запас реактивности ЯР при известных температуре
активной зоны, концентрации борной кислоты и всех опущенных группах
стержней СУЗ; из какого условия выбирается пусковая группа стержней
СУЗ.
49.Какой диапазон разогрева активной зоны ЯР с точки зрения ядерной
безопасности опасен при пуске; что происходит с реактивностью при
охлаждении активной зоны при отрицательном температурном
коэффициенте реактивности.
50.Указать признаки нарушения режима естественной циркуляции
теплоносителя.
Варианты заданий на курсовое проектирование
«Нейтронно-физический расчет реактора на тепловых нейтронах»
1. Тематика курсовых проектов
В качестве темы курсового проектирования может быть предложен
расчёт различных типов ядерных реакторов, которые нашли применение в
отечественной и зарубежной практике. Варианты расчётов включают как
водо-водяные реакторы, так и аппараты с графитовым замедлителем. В
последнем в качестве теплоносителя используется обыкновенная вода, газы
(He, CO2, воздух и т.д.), жидкие металлы и их сплавы,
Обычно при расчёте ядерного реактора задают следующие исходные
данные:
- тип реактора и его назначение;
- тепловая мощность - МВт;
- ядерное горючее и его обогащение
- теплоноситель;
- температура теплоносителя на входе - °С;
- температура теплоносителя на выходе - °С;
- тепловыделяющие элементы;
- материал оболочек тепловыделяющих элементов и кассет.
2. Общая характеристика заданий
После изучения литературы по тематике проекта студент должен
выбрать тип, материалы, конструкцию и размеры тепловыделяющих
элементов, технологических ячеек и кассет.
Расчёт нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, т.е.
его критичности, распределения плотности потоков нейтронов, отравления,
шлакования, воспроизводства, выгорания, эффективности системы
регулирования реактивности и т.п., состоит, как правило, из
соответствующих разделов.
Вначале
подготавливается
соответствующая
система
микроскопических и макроскопических сечений нейтронных реакций с
ядрами с учётом особенностей реактора. В рассматриваемых ниже заданиях
используется диффузионное приближение.
Начальный расчёт критичности проводится с использованием той или
иной модели реактора, например ячейки или в приближении гомогенной
среды. Расчётные варианты отличаются относительным объёмом ядерного
горючего, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов.
Уточняется оптимальный вариант.
Далее
рассчитываются
характеристики
"горячего"
реактора,
определяется температурный коэффициент реактивности. В двухгрупповом
диффузионном
приближении
уточняется
величина
эффективного
коэффициента размножения, рассчитываются распределения нейтронных
потоков по радиусу и высоте реактора и эффективность системы органов
регулирования. Физический расчёт заканчивается определением изменения
концентрации
делящихся
изотопов,
расчётом
коэффициента
воспроизводства, а также эффектов отравления и зашлаковывания
продуктами деления.
8. Рейтинг качества освоения дисциплины
Оценка качества освоения дисциплины в ходе текущей и
промежуточной аттестации обучающихся осуществляется в соответствии с
«Руководящими материалами по текущему контролю успеваемости,
промежуточной
и
итоговой
аттестации
студентов
Томского
политехнического университета», утвержденными приказом ректора № 77/од
от 29.11.2011 г.
В соответствии с «Календарным планом изучения дисциплины»:
 текущая аттестация (оценка качества усвоения теоретического
материала (ответы на вопросы и др.) и результаты практической
деятельности (решение задач, выполнение заданий, решение проблем и
др.) производится в течение семестра (оценивается в баллах
(максимально 60 баллов), к моменту завершения семестра студент
должен набрать не менее 33 баллов);
 промежуточная аттестация (диф. зачет) производится в конце семестра
(оценивается в баллах (максимально 40 баллов), на диф. зачетестудент
должен набрать не менее 22 баллов).
Итоговый рейтинг по дисциплине определяется суммированием баллов,
полученных в ходе текущей и промежуточной аттестаций. Максимальный
итоговый рейтинг соответствует 100 баллам.
В соответствии с «Календарным планом выполнения курсового проекта
(работы)»:
 текущая аттестация (оценка качества выполнения разделов и др.)
производится в течение семестра (оценивается в баллах (максимально
40 баллов), к моменту завершения семестра студент должен набрать не
менее 22 баллов);
 промежуточная аттестация (защита проекта (работы)) производится в
конце семестра (оценивается в баллах (максимально 60 баллов), по
результатам защиты студент должен набрать не менее 33 баллов).
Итоговый рейтинг выполнения курсового проекта (работы)
определяется суммированием баллов, полученных в ходе текущей и
промежуточной аттестаций. Максимальный итоговый рейтинг соответствует
100 баллам.
9.Учебно-методическое и информационное обеспечение дисциплины
Основная литература:
1. Беденко С.В., Данейкин Ю.В., Нестеров В.Н. «Введение в ядерную
физику». Эл. учебник. – Томск: ТПУ, 2010. – 175 с. (Режим доступа:
свободный
доступ
из
сети
интернет
–
http://www.lib.tpu.ru/fulltext/m/2010/m2/main.html).
2. Шаманин И.В., Нестеров В.Н. Реакторная установка в традиционных и
перспективных ядерных топливных циклах. Томск: 2012. – 104 с.
3. Бать Г.А., Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Р., Алтухов М.С. Основы теории
и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989.
4. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных
реакторов. М.: ЭА, 1986.
5. Беденко С.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В. Основы управлением
нейтронным полем в ядерном реакторе. Учебное пособие. – Томск: ТПУ,
2009. – 176 с.
Дополнительная литература:
1. Шаманин И.В., Беденко С.В., Нестеров В.Н. Проблемы обращения с
отработанным ядерным топливом, перспективы развития ядерной энергетики
в РФ и Мире: учебное пособие / Национальный исследовательский Томский
политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ),
Кафедра физико-энергетических установок (№ 21) (ФЭУ), Кафедра
технической физики (№23) (ТФ). — Томск: Изд-во ТПУ, 2013.
http://www.lib.tpu.ru/fulltext/m/2013/m06.pdf>.
2. Шаманин И.В., Беденко С.В. Ядерная безопасность при хранении
облученного керамического ядерного топлива. Томск: 2013. – 210 с.
3. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. М.: ЭА, 1983, 2 тома.
Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Демянюк Д.Г., Шаманин И.В. Перспективные
ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Учебное пособие.
ТПУ, Томск, 2005.
программное обеспечение и Internet-ресурсы:
1. Применение вычислительных систем в курсовом проектировании.
Учебное пособие ч.1, 2. НИ ТПУ, каф. ФЭУ, 2010 год.
2. MCU5TPU. Нейтронно-физический расчет активных зон РУ в 3Dгеометрии с учетом изменения изотопного состава топлива.
3. http://nuclphys.sinp.msu.ru.
4. http://cdfe.sinp.msu.ru.
5. E X F O R : Experimental Nuclear Reaction Data // http://www.oecdnea.org/dbdata/x4/
6. www.atom.ru.
7. www.nuclear.com.
8. www.lib.tpu.ru.
9. http://www.nndc.bnl.gov.
10. Материально-техническое обеспечение дисциплины
При проведении лекций используются компьютеры, мультимедиа
проигрыватели, корпоративная компьютерная сеть и ИНТЕРНЕТ.
Корпус 10;
ауд. 431, 248 (1 шт.)
1
Ноутбук VOYAGER H590L (Ноутбук ASUS)
2
Мультимедийный проектор TOSHIBA TDRКорпус 10;
T95 (Мультимедийный проектор CANON
ауд. 313(1 шт.)
LW-5500)
3
Счетно-пусковая установка СПУ-1М
Корпус 10;
ауд. 248(1 шт.)
4
Pu-Be–источник
Корпус 10;
ауд. 248б(1 шт.)
5
Счетчик нейтронов СНМ-11,12
Корпус 10;
ауд. 248б(2 шт.)
6
Универсальный частотомер АСН-1300.
Корпус 10;
ауд. 248б(2 шт.)
7
Счетчик бета-частиц СБТ-13
Корпус 10;
ауд. 248б(2т.)
8
Радиометр-дозиметр МКС-1С
Корпус 10;
ауд. 248б(1 шт.)
Программа составлена на основе Стандарта ООП ТПУ в соответствии с
требованиями ФГОС по направлению140801Электроника и автоматика
физических установок.
Программа одобрена на заседании кафедры (протокол № ____ от «___»
_______ 2014 г.).
Автор(ы):
Доцент каф. ФЭУ, к.ф.-м.н. ________________ Беденко С. В.
Доцент каф. ФЭУ, к.ф.-м.н. ________________ Чертков Ю. Б.
Рецензент(ы):