- •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 ?
Аппаратура контроля , управления и защиты яр ( скуз яр ).
Этот комплекс приборов, механизмов и регулирующих устройств предназначен для управления тепловой мощностью ЯР и для защиты герметичной оболочки твэлов от её разрушения при превышении технологическими параметрами их предельно допустимых значений.
Аналогично техническим устройствам ЯР можно найти много общего в физических свойствах различного типа ЯР на малых уровнях мощности ( физических) , а также различие их поведения на больших ( энергетических ) уровнях мощности, что, в частности, явилось причиной Чернобыльской аварии .
Под малыми обычно понимают такие уровни мощности, при которых выделяемое во время цепной реакции тепло не оказывает влияние на цепную реакцию через изменение температур физических элементов активной зоны. Обычно это происходит в диапазоне от 10-8 до 1% от номинальной мощности энергетического ЯР. Тепловую мощность в этом диапазоне мы будем называть физической ( по ГОСТ) или жаргонно нейтронной мощностью ЯР.
Уравнения нейтронной кинетики на малых уровнях одинаковы для всех типов ЯР и с точки зрения управления ими все типы ЯР на малых уровнях мощности практически ведут себя одинаково .Это происходит в режимах перегрузки топлива и при пусках ЯР из подкритического состояния !
Однако на энергетических уровнях мощности ( примерно от 1% до 120 % от номинала ) энерговыделение и поток нейтронов настолько велики и неоднородны по объему активной зоны что они по разному оказывают влияние на кинетику ЯР в виде внутренней обратной связи и поэтому каждый тип ЯР и даже каждая конструкция ЯР обладают своими индивидуальными характеристиками обратных связей. В результате этого поведение ЯР на больших уровнях мощности для различных типов энергетических ЯР различно и мы в отличие от кинетики ЯР на малых уровнях мощности будем поведение ЯР на больших уровнях мощности называть динамикой.
Динамика ЯР проявляет себя в режимах регулирования и остановки и она требует других методов управления и приборов СУЗ,чем на малых уровнях мощности. Поэтому мы будем связывать описание объектов управления, методов управления и технических средств управления в первую очередь с их режимами эксплуатации ( работы).
3.2. Физические характеристики яр как объекта управления.
ЯР является источником тепла, которое дает цепная реакция в ТВЭЛ ах. Одновременно ЯР является источником очень опасных радиоактивных продуктов распада, которые могут выделиться при нарушении способов управления им.
Это тепло отводится теплоносителем в парогенератор, где и образуется пар для турбогенераторной установки. Поэтому весь комплекс образования пара ещё называют ядерная паро-производительная установка (ЯППУ). Однако ЯППУ в отличие от паровых котлов на органическом топливе имеет ряд серьезных особенностей, без знания которых трудно понять проблемы управления, сущность ядерной опасности и потребность в аппаратуре контроля, управления и аварийной защиты.
Эти особенности можно характеризовать с различных точек зрения : 1) Состояния цепной реакции, 2) Режимов работы энергоблока, 3) Условий эксплуатации и 4) Потребной для них аппаратуры контроля , управления и защиты.