- •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 ?
Занятие третье. Лекция 3. Физические характеристики ядерного реактора.
3.1 Общие сведения о конструкции энергетического реактора..
Ядерный реактор ( ЯР ) – это устройство, в котором обеспечиваются условия для протекания управляемой цепной реакции и отвода выделяемого при этом тепла для использования его в паросиловой энергетической установке. Несмотря на большое разнообразие конструкций ЯР можно выделить у них ряд общих технических устройств и математических уравнений, которыми описываются его основные режимы работы при управления .
Среди конструктивных устройств следует выделить : 1) активную зону , 2) биологическую защиту 3) систему загрузки и выгрузки топлива и 4) аппаратуру контроля, регулирования и аварийной защиты.
Активная зона – та часть ЯР , в которой осуществляется цепная реакция деления на тепловых (ЯР типа ВВЭР или РБМК ) или быстрых ( ЯР типа БН ) нейтронах. В принципе процесс деления может происходить на медленных ( тепловых ) энергиях нейтронов ( около 0,025 эв ), на промежуточных ( около 100 Кэв ) или на быстрых нейтронах ( около 1 Мэв ) . При этом чем меньше энергия , тем больше вероятность деления ядер и тем меньше нужна степень обогащения топлива и тем экономичнее АЭС. По этой причине 99% всех АЭС в мире строятся с ЯР на тепловых нейтронах. Основными делящимися материалами в них используются изотопы урана – 235 и плутония – 239 .
Топливные элементы или сокращенно ТВЭЛы содержат более 90 % урана – 238 и несколько процентов урана – 235. В процессе цепной реакции в твэлах накапливается более 95% всех радиоактивных продуктов распада ( РПР ) активной зоны. Они являются основным источником опасности в случае возникновения ядерной аварии и выделения их в окружающую среду. Для защиты от выделения этих РПР в теплоноситель в нормальных условиях эксплуатации они окружаются очень тонкой герметичной оболочкой, которая является первым физическим барьером на пути развития ядерной аварии .
Сохранность этой оболочки зависит в первую очередь от теплового баланса между выделяемой в твэлах тепловой мощностью и отводимым теплоносителем теплом. Поэтому вопросы управления тепловой мощностью ЯР тесно связаны с вопросами обеспечения ядерной безопасности или коротко – с безопасным управлением.
Для управления цепной реакцией в активную зону ЯР обычно вводят твёрдые или жидкие поглотители нейтронов.
Для уменьшения потери нейтронов за счёт утечки их через поверхность активной зоны используется отражатель нейтронов.
Биологическая защита. Работающий ЯР является мощным источником опасных для персонала излучений ( нейтронов, гамма – квантов, альфа и бэтта частиц ). Биологическая специальная бетонная защита предохраняет персонал от действия этих излучений.
Система загрузки и выгрузки топлива .
В процессе работы ЯР происходит выгорание делящихся материалов и накопление в твэлах РПР, которые непроизводительно поглощают нейтроны. В связи с этим необходимо периодически осуществлять замену или перестановку твэлов в активной зоне. Эти операции могут осуществляться либо при остановленном ЯР ( как на ВВЭР ) , так и без его остановки ( в ЯР типа РБМК ) .
Для осуществления этих операций используется комплекс механизмов, приборов и устройств, которые представляют собой автономную систему загрузки и перегрузки топлива.