- •10 Семестр- эксплуатация суз
- •10 Семестр заканчивается экзаменом с суммарной оценкой по двум семестрам.
- •Тема первая охватывает сентябрь месяц из 4 занятий. Каждое занятие рассчитано на 4 часа. Занятие первое
- •Лекция №1 . Вводная –знакомство с курсом и лектором.
- •1.Важность курса для Вашей специальности.
- •2. Знакомство с автором этого курса.
- •Что бы мне хотелось знать о Вас ?
- •Преимущество новых методов и форм обучения в нашем курсе.
- •1.Методы моделирования в теории познания сложных систем.
- •Существует 3 этапа Теории Познания:
- •1.Переход от чистого созерцания к абстрактному мышлению путем создания количественных моделей,
- •2. Проверка этих моделей на практике и
- •3. Внедрение полученных знаний в практическую деятельность человека.
- •Наш метод индивидуализированного обучения дешевле и надёжней.
- •2. Индивидуализация обучения.
- •Теперь несколько слов о проблемном обучении!
- •3. Проблемная форма обучения.
- •Каковы наши результаты проблемного обучения за прошлые годы?
- •4. Организация занятий и виды отчётности,
- •В 9 семестре изучаются:
- •В 10 семестре изучаются :
- •Вопросы по первой лекции:
- •Практическое занятие №1 по дз-1.
- •Связь Теории Познания с новыми методами проектирования сложных систем управления.
- •2.1. Цели и методы выполнения работы
- •2.2. Варианты заданий
- •Раздел 1. Постановка задачи проектирования
- •Раздел 2.Структура системы автоматического регулирования нейтронной мощности реактора.
- •Передаточная функция реактора на малых уровнях мощности
- •Передаточная функция акнп
- •Раздел 3.Цели исследования сар яр в дз-1
- •1.Температурный коэффициент урана равен – 0,003 β/ °с ,
- •2.Его постоянная времени равна 4с,
- •3.Температурный коэффициент воды равен – 0,03 β/ °с,
- •Вариант №2
- •Вариант № 3
- •Вариант 4
- •Требования к оформлению и сдаче курсовой работы.
- •Занятие на второй неделе. Лекция 2. История развития ядерной энергетики и методов безопасного управления ею.
- •2.2История развития ядерных технологий. Соревнование между Россией и сша в области ядерных технологий.
- •Цели и задачи скуз яр различных поколений.
- •Bерсия для печати:
- •Из истории рбмк: от проекта до аварии.
- •Заседание Политбюро цк кпсс
- •История возникновения Кибернетики и её развитие в области военной техники.
- •Связь методов кибернетики с предупреждением аварий на аэс.
- •Какие же системы управления можно назвать кибернетическими и как их проектировать? Новый принцип « Системного подхода «, который был нарушен в России при создании аэс с реакторами типа рбмк-1000!
- •1.Обеспечение Ядерной и Радиологической безопасности в нормальных
- •2. Экономичность её работы в нормальных условиях работы.
- •Вопросы для ответа по второй лекции для записи их в тетради с целью ответа на них во время коллоквиума по теме №1.
- •Занятие третье. Лекция 3. Физические характеристики ядерного реактора.
- •3.1 Общие сведения о конструкции энергетического реактора..
- •Система загрузки и выгрузки топлива .
- •Аппаратура контроля , управления и защиты яр ( скуз яр ).
- •3.2. Физические характеристики яр как объекта управления.
- •2.3 Состояния цепной реакции с точки зрения ядерной опасности.
- •3.3 Классификация технических средств скуз.
- •3.4 Математическая модель статики и кинетики цепной реакции.
- •Вопрос 1. Чем отличаются между собой понятия статика , кинетика и динамика ?
- •Вопрос 2. От каких физических параметров зависит кэфф ?
- •Временем распада гамма и бэтта излучателей т от 2ч до многих лет.
- •Почему ниже в лекциях по Системам Управления и Защиты яр уделяется так много внимания физике ядерной реакции ?
- •При коэффициенте размножения цепной реакции кэфф менее 1 он не работоспособен для производства электроэнергии !
- •Поэтому нужно спроектировать систему управления им так, чтобы никогда при управлении эта величина не была достигнута !
- •1 ) Энергия осколков ( рмгн ) за время 10-13 сек ( она составляет 93,3% от всей энергии деления ) и при этом выделяются мгновенные нейтроны n мгн ,
- •2) Энергия радиоактивных продуктов распада ( рзап ) с шестью группами в среднем за 10 сек ( она составляет около 0,7% от всей энергии и эта доля запаздывающих нейтронов n зап называется b ).
- •Временем распада гамма и бэтта излучателей тгамма от 2ч до многих лет.
- •Это проблемная задача для отличников – показать связь между n2 и nS .
- •Вопрос 3.Какие же три состояния реактора Вы знаете и что такое реактивность реактора ?
- •Рассмотрим теперь - что такое мгновенная критичность и чем она опасна ?
- •Формула ( 2-3 ) показывает условие Мгновенной критичности или её опасности !
- •Задание для отличников:
- •Вопрос 4.- Какие уравнения называют нейтронной кинетикой яр ?
- •Показывает вклад в запаздывающие нейтроны плутония ;
- •3. Позволяет оценить пределы изменения bЭфф во время кампании.
- •Вопрос 5 : Какие единицы реактивности Вы знаете и каковы причины измерять её эксплуатационникам в долях bЭфф ?
- •Важность уравнений кинетики реактора для целей безопасного управления в относительных параметрах.
- •Вопрос 6 : Приведите уравнения кинетики яр в относительных параметрах и объясните их физический смысл .
- •1. Относительное значение реактивности
- •2.Относительный вклад каждой группы запаздывающих нейтронов относительно их суммарного значения ,равный:
- •3.Относительное время жизни мгновенных нейтронов, равное :
- •1. В виде передаточных функций и лафчх для анализа устойчивости системы регулирования и
- •2. На аналоговых или цифровых моделях для имитации режимов перегрузки, пуска и остановки
- •Лабораторная работа - Исследование переходных процессов в яр типа ввэр на скачки реактивности на малых уровнях мощности без учёта обратных связей. Файлы “ suz “ и “ l-1 bat “.
- •Режим 1 . Исследование переходных процессов в яр типа ввэр-1000 при возмущениях по реактивности.
- •Методика выполнения работ на компьютере
- •Методика проведения расчётов по второму эксперименту.
- •Вопрос 2. Какова предельно допустимая скорость введения положительной реактивности по нормам ядерной безопасности ( пбя ) и чем она определяется ?
- •Практическое занятие к домашней работе.
- •Практическое занятие №3. Исследование устойчивости сар яр на мку ( малых уровнях мощности ).
- •Методика построения имитационной модели передаточной функции на операционных усилителях.
- •Вопросы для собеседования.
- •12.Из каких элементов всегда состоит любая система управления с точки зрения Кибернетики?
- •14. Что такое мгновенная критичность и чем она опасна при управлении яр?
- •19.Охарактеризуйте этапы проектирования и эксплуатации с точки зрения системного подхода.
- •6. Какие физические особенности яр в режимах загрузки, перегрузки и пуска нужно знать для создания аппаратуры безопасного управления в этих режимах ?
Цели и задачи скуз яр различных поколений.
Существует 5 этапов развития ЯР для АЭС в России в зависимости от целей, которые ставились перед ними в эти периоды (таблица №4).
Таблица №4
Этапы |
0 |
1 |
2 |
3 |
4 |
Период |
1948- 1954г |
1954- 1972г |
1972 1986 |
1986 2006 |
После 2006г |
Цели этапа |
Ядерное Оружие |
Поиск Типа ЯР |
Эконо- мичность |
Безопас- ность |
Б и Э |
Виды ЯР Для этапа |
Спец. ЯР |
РБМК ВВЭР БН |
РБМК и ВВЭР |
Модер- низация. РБМК |
ВВЭР БН |
Элементы СКУЗ ЯР |
Лампы |
Тран- зисторы |
Микро- схемы |
МПС |
МПС |
Как уже отмечалось ранее, нулевой этап не относится к атомной энергетике. В этот период создавались специальные ЯР для производства атомных бомб и мы на нем останавливаться не будем.
Первый этап был связан с поиском наиболее экономичных ЯР для создания АЭС малой мощности (прототипов будущих АЭС большой мощности).
В этот период оценивалась их перспектива с точки зрения экономичности по сравнению с обычными тепловыми электростанциями.
Вопросы безопасности стояли в этот период на втором месте!
В нижней строке показаны элементы комплекса технических средств (КТС) для каждого этапа. Эта строка характеризует низкий уровень надёжности электронной аппаратуры, который повышался от каждого предыдущего этапа к последующему примерно в 10 раз.
На этом этапе было выявлено существенное преимущество ЯР с графитовым замедлителем и кипящей водой непосредственно в каналах ЯР (ЯР типа РБМК). Эти ЯР оказались дешевле американских с водой под давлением (ВВЭР) в 2раза! Они были запатентованы академиком А.П.Александровым и было решено развивать атомную энергетику в СССР на ЯР только этого типа.
Второй этап отличался бурным развитием АЭС с ЯР типа РБМК, число которых к 1986 г составляло 60% от всех АЭС в России.
В таблице №4 приведена история создания энергоблоков с реакторами РБМК в России двух типов:
1.Малой мощности (12 МВТ) - Билибинская АЭС для золотых приисков (автор- учёный ФЭИ В.И.Селиванов ) и
2.Большой мощности ( 1000 МВт) для атомной энергетики( автор- академик А.П.Александров)
Реакторы Билибинской АЭС в отличие от ЯР типа РБМК-1000 были оригинальной конструкции активной зоны с естественной циркуляцией теплоносителя и с нулевым паровым коэффициентом реактивности за счёт обогащения топлива не до 1,8%, а до 3% !
Это делало их саморегулируемыми подобно ЯР типа ВВЭР и безопасными в управлении, однако они были менее экономичными, чем ЯР типа РБМК-1000 и поэтому менее перспективными для Большой энергетики.
Каковы же коренные ошибки физиков, конструкторов и оперативного персонала при создании ЯР типа РБМК-1000?
Действующие энергоблоки АЭС России с ЯР типа РБМК (одноконтурные кипящие).
Таблица №5
ПУСК |
Место АЭС |
№ Блока |
Тип ЯР |
Мощность в МВТ |
1973 г |
Ленинградская |
№ 1 |
РБМК-1000 |
1000 |
1974 г |
Билибинская |
№1 и 2 |
ЭГП-6 |
по 12 каждый |
1975 г |
Ленинградская |
№ 2 |
РБМК-1000 |
1000 |
1975 г |
Билибинская |
№3 |
ЭГП-6 |
12 |
1976 г |
Курская |
№1 |
РБМК-1000 |
1000 |
1976 г |
Билибинская |
№4 |
ЭГП-6 |
12 |
1976 г |
Курская |
№2 |
РБМК-1000 |
1000 |
1979 г |
Ленинградская |
№3 |
РБМК-1000 |
1000 |
1981 г |
Ленинградская |
№4 |
РБМК-1000 |
1000 |
1982 г |
Смоленская |
№1 |
РБМК-1000 |
1000 |
1983 г |
Курская |
№3 |
РБМК-1000 |
1000 |
1985 г |
Смоленская |
№2 |
РБМК- 1000 |
1000 |
1985 г |
Курская |
№4 |
РБМК-1000 |
1000 |
1990 г |
Смоленская |
№3 |
РБМК-1000 |
1000
|
Это лишний раз подтвердило, что ЯР типа РБМК с обогащением 1,8% опасны для применения и по ядерной опасности они уступают ЯР типа ВВЭР!
В настоящее время блоки № 1 и 2 даже Билибинской АЭС выведены из эксплуатации и они будут заменены новыми АЭС типа ВВЭР-90 ледокольного типа. Две таких плавучих АЭС, общей электрической мощностью 180 МВт, заменят 4 АЭС типа РБМК общей мощностью всего в 48 МВт!
Ошибки физиков и конструкторов.
После Чернобыльской аварии М.С.Горбачёвым было собрано совещание Политбюро с обсуждением её причин, но не для печати. Результаты его в то время были засекречены и только недавно они были опубликованы на Украине и в Интернет. Ниже я привожу их для того, чтобы Вы поняли, что А.П. Александров признал свою существенную ошибку с положительным паровым коэффициентом реактивности ещё в 1986г и обещал её исправить за счёт повышения степени обогащения топлива за 2 года !
Однако на это ушло 20 лет с большими денежными потерями.
В моем учебнике « Новые методы безопасного управления реакторами АЭС» Обнинск 2008г я излагаю объективно три причины Чернобыльской аварии, связанные с ошибками трех видов специалистов:
1. Физики Курчатовского института во главе с изобретателем этого типа ЯР – А.П.Александровым,
2. Конструкторы этого ЯР, где я начинал свою работу НИИКИЭТ во главе с Н.А.Доллежалем и
3. Оператор Чернобыльского реактора, который не знал опасных особенностей своего ЯР.
Раньше (20 лет назад) об этом открыто нельзя было говорить, потому что МАГАТЭ под влиянием США требовало закрыть все 15 работавших в то время энергоблоков. Это принесло бы нашей стране ущерб примерно в 80 миллиардов долларов и в момент нашей ПЕРЕСТРОЙКИ это был бы крах для России!
Однако наше правительство в это тяжелое время собрало 15 миллиардов долларов для модернизации этих энергоблоков и обещало МАГАТЭ исправить эту ошибку А.П.Александрова, хотя официально она называлась ошибкой оператора.
Ниже приводится эта как бы сенсационная статья «Правда о Чернобыле «, которая документально подтверждает самую главную вину физиков – наличие положительного парового коэффициента реактивности ЯР, из-за которого и произошёл настоящий ядерный взрыв, от которого не могли спасти ни конструкторы , ни операторы ЯР.
Вы в лабораторном практикуме можете проимитировать эту ядерную аварию, введя положительный мощностной коэффициент реактивности, превышающий отрицательный Доплер эффект урана.
11.2005 15:00