- •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 ?
Bерсия для печати:
В предисловии к статье «Последние тайны Чернобыльской аварии» («2000» от 07.10.2005 г.) есть такие слова: «Существует более 110 версий Чернобыльской аварии. Важнейший вклад в окончательное решение этих споров внес Институт проблем безопасности АЭС Национальной академии наук Украины (ИПБ АЭС НАНУ)».
Вот что говорит по этому поводу президент Всеукраинской общественной организации «Союз Чернобыль Украины» Ю. А.Андреев:
«У Чернобыльцев все эти многочисленные «версии» вызывают только недоумение, как и непонятный вклад «в решение споров», сделанный любителями сенсаций из института, следы которого в НАНУ нам отыскать не удалось. Зачем придумывать нелепые «версии», если истинные причины аварии и винa конкретных лиц и организаций были определены в 1986 году в результате профессионального расследования, выполненного лучшими экспертами и Генпрокуратурой СССР.
Причины аварии, выявленные этим расследованием, давно известны не только членам следственной группы и экспертам, но и энергетикам-атомщикам».
Из истории рбмк: от проекта до аварии.
Технический проект реакторной установки РБМК-1000 разрабатывался для головного блока Ленинградской АЭС главным конструктором Научно-исследовательского и конструкторского института энерготехники (НИКИЭТ) и был утвержден в октябре 1967 года на Научно-техническом совете (НТС) Министерства среднего машиностроения СССР, которое выступало заказчиком.
Проект энергоблока с реактором РБМК, выполненный НИКИЭТом и Институтом атомной энергии (ИАЭ им. Курчатова), имел к моменту своего утверждения десятки отступлений от существовавших с 1973—1974 годов нормативных документов по безопасности, требования которых являются обязательными к исполнению. Основными из этих документов были «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, строительстве и эксплуатации» (ОПБ-73) и «Правила ядерной безопасности атомных электростанций» (ПБЯ-04-74). В 1982 году после принятия «Общих положений по безопасности» (ОПБ-82) проект РБМК также не был приведен в соответствие с новыми требованиями, что было грубейшим нарушением правил безопасности.
В среде разработчиков реакторов, где были представители разных конструкторских направлений, назревал скандал. А в коллективах работников АЭС, занимающихся безопасностью реакторов, — бунт. В адрес разработчиков реактора и в Госатомэнергонадзор пошли десятки писем с замечаниями к реактору. Эксплуатировать далее РБМК, имеющий существенные недоработки за время его практического освоения, было уже нельзя. Реакторы нужно было срочно останавливать и проводить работы по устранению конструкторских просчетов. Из-за этого под угрозой срыва оказался план выработки электроэнергии в СССР со всеми вытекающими для виновников последствиями.
Поэтому в 1984 г. по инициативе главного конструктора и научного руководителя был срочно созван Межведомственный научно-технический совет (МВНТС) по атомной энергетике. Он принял беспрецедентное решение — отложить переделку реакторов на несколько лет до наступления периода их плановой реконструкции (см. «Чернобыльская катастрофа: причины и последствия (экспертное заключение)», Часть 1, Минск, 1993, стр. 57—58). Таким простым бюрократическим способом разработчикам проекта удалось переложить свою ответственность на Межведомственный совет, который узаконил право и дальше эксплуатировать полтора десятка мощнейших атомных энергоблоков, не соответствующих требованиям ядерной безопасности.
Работников АЭС такое решение Межведомственного совета не удовлетворило, поэтому они продолжали выявлять недостатки РБМК и требовать от главного конструктора и научного руководителя проекта конкретных действий по повышению ядерной безопасности энергоблоков. Последним (перед аварией) стал беспрецедентный анализ ядерной безопасности РБМК, проведенный на Курской АЭС инспектором по ядерной безопасности
А.А.Ядрихинским, который выявил в конструкции реактора и его системах безопасности 32 грубейших нарушения. Свою работу он направил (за пять месяцев до Чернобыльской аварии!) в Москву — начальнику 1-го Главного управления Госатомэнергонадзора СССР В.К.Горелихину и в Волгодонск — начальнику Управления южного округа Госатомэнергонадзора СССР В.С.Шкабаре.
Москва требования Ядрихинского, как обычно, проигнорировала, а из Волгодонска пришел официальный ответ, в котором указывалось на то, что автор не прав. В результате не удалось своевременно исправить плохой проект системы управления и защиты, реализованный на всех АЭС с РБМК.
Несмотря на требование инспектора остановить реакторы, которое он обосновал строгими расчетами и ссылками на правила безопасности, атомные станции с реакторами РБМК продолжали работать, пока не «громыхнул» Чернобыль. Расследование этой аварии потребовало невероятной концентрации сил, и все же оно было успешно закончено. Все точки над «і» были расставлены уже 3 июля 1986 года, во время заседания Политбюро ЦК Советского Союза (ниже приводятся выдержки из протокола заседания по книге А.А.Ярошинского «Философия ядерной безопасности», Москва,1996г.).