- •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 ?
Почему ниже в лекциях по Системам Управления и Защиты яр уделяется так много внимания физике ядерной реакции ?
Ответ :
-
Реактор ( как объект управления ) подобно космическим кораблям взрывоопасен и является управляемой ЯДЕРНОЙ БОМБОЙ с последствиями от взрыва ( как показывают приведенные выше три случая) большими, чем взрыв бомб в Хиросиме и Нагасаки.
-
При коэффициенте размножения цепной реакции кэфф менее 1 он не работоспособен для производства электроэнергии !
-
При КЭФФ = 1,0 он производит тепло для производства электроэнергии.
-
Однако при КЭФФ = 1,0075 ( менее 1% от КЭФФ ) он превращается в бомбу!
-
Поэтому нужно спроектировать систему управления им так, чтобы никогда при управлении эта величина не была достигнута !
Для этого нужно хорошо знать физические основы безопасного управления им !
Обратная связь на мгновенных нейтронах
Время жизни поколения мгновенных. нейтронов ТМ= 10-4 сек
n2МГН n2 МГН
n МГН
N1 N2
n S
nзап
n ЗАП
b
n2 ЗАП g
n2 ЗАП
Обратная связь на запаздывающих нейтронах :
Время жизни поколения запаздывающих
нейтронов ТЗ = 10 сек
Рис.2.1. Упрощенная картина взаимодействия мгновенных и запаздывающих нейтронов показана в виде положительных обратных связей в цепной реакции.
Условные обозначения:
n S- источник нейтронов, от которого возникает цепная реакция ;
N1 – нейтроны первого поколения в цепной реакции ;
b-частицы , испускаемые радиоактивными продуктами распада ;
g-гамма кванты, испускаемые радиоактивными продуктами распада очень медленно;
n МГН , – мгновенные нейтроны, испускаемые сразу при делении ядра урана ;
n ЗАП - запаздывающие нейтроны , испускаемые с запаздыванием относительно момента деления ядра шестью группами примерно за время 10 сек
N2 - нейтроны второго поколения, равные = n 2 МГН + n 2 ЗАП
З - ядра замедлителя ( воды ) ;
П – ядра всех поглотителей ( управляющих стержней, борной кислоты и выгорающих поглотителей ) ;
D – ядро делящегося урана или плутония.
Цепная реакция протекает следующим образом :
В начале первого цикла N1 = n S и фотонейтроны источника после предварительного замедления до тепловой энергии ( Е= 0,025 эв ) с большей вероятностью, чем нейтроны с большой энергией производят деление.
При этом выделяется тепловая энергия трех видов :