- •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 ?
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 ).
Это обозначение не нужно путать с b частицами!
3) остаточное энерговыделение других радиоактивных продуктов распада (Рg ,b ) в объеме 6% от всей энергии с выделением гамма квантов и бэтта частиц с запаздыванием во времени многими группами.
В результате этого, упрощенно всю тепловую мощность вместе с их временем выделения можно представить в виде уравнения с тремя составляющими :
РТЕПЛ = РМГН + РЗАПАЗД + Рg ,b
100% = 93,3% + 0,7% + 6%
Время. = 10-13 с 10 с от 2ч до года
Как видно из рис.2.1 , g и b -частицы не принимают участия в управлении цепной реакцией.
Соревнование происходит только между мгновенными и запаздывающими нейтронами по времени их жизни в каждом цикле. От этого зависит степень опасности управления.
Поскольку наибольшая часть ( 94% ) мощности, сравнительно безинерционна и её регистрация осуществляется нейтронами , то её принято называть нейтронной или по ГОСТу Физической мощностью , а остальные ( 6% от номинала ) – остаточной тепловой мощностью или ( g -фоном ).
Вот почему основными детекторами СКУЗ являются не гамма , а нейтронные детекторы , которые будут рассмотрены в разделе Аппаратура АКНП.
Цепная реакция имеет три жизненных цикла , сопровождающихся выделением тепла , время которых определяется:
-
Временем жизни мгновенных нейтронов ТМГН = 10-4 сек.
-
Временем жизни запаздывающих нейтронов ТЗАП = 10 сек
-
Временем распада гамма и бэтта излучателей тгамма от 2ч до многих лет.
Теперь рассмотрим, как образуется время этих циклов , какие возможные состояния при этом образуются и какое из состояний является наиболее опасным . Какова мера этой опасности ?
Время жизни мгновенных нейтронов состоит из трех составляющих :
ТМГН = ТРОЖД ( 10-12 сек ) + ТЗАМ ( 10-5 сек ) + Т ДИФ ( 10-4 сек ) =10-4 сек..
Время жизни запаздывающих нейтронов тоже состоит из 3 составляющих:
ТЗАП = ТРОЖД ( 10 сек ) + ТЗАМ ( 10-5 сек ) + Тдиф (10-4 сек ) = 10 сек
Время жизни гамма квантов имеет несколько групп распада РПР :
ТГАММА = ТМЕДЛ ( 2 часа ) от 6% до 1%
и ТОЧ МЕДЛ ( мес и годы) от
1% до 0,02% ( 0,7 МВт )
В таблице 1 для сравнения быстроты спада нейтронной мощности РН и Рg после сброса аварийной защиты от номинального значения приведены значения их мощности в функции времени. Она очень важна для понимания необходимости « расхолаживания ЯР» после остановки, особенностей перегрузки топлива и пусков ЯР после перегрузки или временного снижения мощности. Поэтому этот график нужно обязательно записать в тетради.
Постройте изменение этих составляющих мощности ( физической – нейтронной) и остаточной ( гамма – фона ) в виде графиков в Вашей тетради в логарифмическом масштабе времени.
Таблица 1
РН-физич. |
2800 МВт |
280 МВт |
1 Вт |
1 Вт |
1 ВТ |
1 ВТ |
1 Вт |
Рg -гамма |
200 МВт |
153 Мвт |
42 МВт |
23 МВт |
10 МВт |
3 Мвт |
0,7 Мвт |
t-время |
0 |
100с |
1 час |
10 час |
1 сут. |
1мес |
1год |
В любой момент времени: РТЕПЛОВАЯ = РН + Рg
Из этой таблицы ясно - зачем нужно охлаждать ЯР даже в тех случаях, когда он находится в подкритическом состоянии и цепная реакция не развивается ( Чернобыльский ЯР ).
Ещё более простая картина цепной реакции без её внутренних деталей может быть представлена на рис.2 2 в виде усилителя с коэффициентом усиления КЭФФ с двумя видами положительных обратных связей ( на мгновенных и запаздывающих нейтронах ). Величина этого КЭФФ зависит от Д. З, П и О , которые показывают способы управления КЭФФ и через него –реактивностью ЯР.
Математическую статическую модель одного цикла цепной реакции условно на основе его физической модели ( рис.2.2 ) представим в виде усилителя с положительной обратной связью. Для описания её кинетики можно ввести в обратные связи передаточные функции инерционных элементов с учётом доли и инерционности этих обратных связей. ( домашнее задание для отличников – проблемная задача ).
Д З
n2 МГНОВЕНЫЕ
КЭФФ ЦР
n2 ЗАПАЗД.
П О
Рис. 2.2 Упрощенная картина цепной реакции и её элементов.
Условные обозначения:
S – источник запальных нейтронов nS ;
n1 –число нейтронов на входе блока КЭФФ ЦР ;
КЭФФ ЦР – Эффективный коэффициент размножения цепной реакции;
Д- ядра делящихся материалов урана и плутония ;
З – замедлитель нейтронов для увеличения вероятности их
взаимодействия с ядрами делящихся материалов;
П- ядра поглотителей нейтронов ( бор, ксенон и др.)
О – ядра отражателей нейтронов;
Эту структурную схему статики цепной реакции можно легко смоделировать усилителем постоянного тока с коэффициентом усиления К= КЭФФ менее 1, на вход которого подается нейтронный поток источника нейтронов ns .
К=
КЭФФ +
Рис.2.3 . Модель статики цепной реакции в подкритическом режиме.