Ядерные энергетические установки (стр. 1 )

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования

СЕВЕРО-ЗАПАДНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ЗАОЧНЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

Кафедра теплотехники и теплоэнергетики

Ядерные энергетические установки

Учебно–методический комплекс

Институт: энергетический

Специальность 140101.65 – тепловые электрические станции

Направление подготовки бакалавра 140100.62 – теплотехника

Санкт - Петербург

Издательство СЗТУ

2008

Утверждено редакционно-издательским советом университета

УДК 621.039.5:621.311.25

Ядерные энергетические установки: учебно-методический комплекс/ сост. . – СПб.: Изд-во СЗТУ, 20с.

Учебно-методический комплекс разработан в соответствии с государственными образовательными стандартами высшего профессионального образования.

В дисциплине рассматриваются вопросы: физические основы и принципиальные схемы ядерных энергетических установок, принципы физико-нейтронного и теплового расчета ядерных реакторов, их регулирования, основы радиационной безопасности.

Рассмотрено на заседании кафедры теплотехники и теплоэнергетики 5 марта .2008 г., одобрено методической комиссией энергетического института 20 марта 2008 г.

Рецензенты: кафедра теплотехники и теплоэнергетики (зав. кафедрой , д-р техн. наук, проф.);

, канд. техн. наук, ст. науч. сотр. проблемной научно-исследовательской лаборатории ВММИ.

Составитель , канд. техн. наук, доц.

© Северо-Западный государственный заочный технический университет, 2008

© , 2008

1. ИНФОРМАЦИЯ О ДИСЦИПЛИНЕ

1.1.  ПРЕДИСЛОВИЕ

Дисциплина “Ядерные энергетические установки” изучаются студентами специальности 140101.65. всех форм обучения в одном семестре. Дисциплина “Ядерные энергетические установки” включает в себя разделы: основы ядерной физики и элементы теории ядерного реактора, физические процессы, протекающие в активной зоне реактора, устройство реакторов и технологические схемы ЯЭУ, отвод теплоты в реакторе, управление реактором, основы радиационной безопасности.

Целью изучения дисциплины является изучение принципов работы и освоение основ эксплуатации ядерных энергетических установок с реакторами различных типов.

Задачи изучения дисциплины – усвоение основных представлений: о ядерных энергетических установках физических процессах, протекающих при их эксплуатации и выборе рациональных способов ведения эксплуатационных режимов в главном ее элементе – ядерном энергетическом реакторе; показать взаимосвязь отдельных элементов ЯЭУ между собой и познакомиться с современными тенденциями в развитии ЯЭУ.

В результате изучения дисциплины студент должен овладеть основами знаний по дисциплине, формируемыми на нескольких уровнях.

Иметь представление:

– о месте атомной энергетики в народном хозяйстве;

– об основных этапах развития атомной энергетики, перспективах ее развития.

Знать:

– основные принципы управляемой и самоподдерживающейся ценной реакции деления, протекающей в ядерном реакторе;

– методы отвода теплоты от реакторов в ЯЭУ;

– методы управления реакторами;

– источники поступления радиоактивных загрязнений в помещения АЭС, атмосферу и водный бассейн.

Уметь:

– применять их для решения задач, связанных с эксплуатации современных ЯЭУ;

– объяснить основные физические процессы, протекающие в ЯЭУ и в главном ее элементе – ядерном реакторе;

– показать взаимосвязь отдельных элементов ЯЭУ между собой.

Владеть:

– методами оценки параметров работы ЯЭУ.

Место дисциплины в учебном процессе.

Теоретической и практической основами дисциплины являются знания, полученные в общенаучных и общеинженерных дисциплинах учебного плана, а также специальных курсах “Котельные установки и парогенераторы”, “Турбины ТЭС и АЭС”, “Теплотехнические измерения и приборы”. В свою очередь знания, полученные при изучении дисциплины, используются в курсе “Тепловые и атомные электростанции ” и при дипломном проектировании.

1.2. СОДЕРЖАНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ И ВИДЫ УЧЕБНОЙ РАБОТЫ

Объем дисциплины и виды учебной работы

Вид учебной работы	Всего часов
Форма обучения
очная	очная-заочная	заочная
Общая теплоемкость дисциплины (ОТД)	100
Работа по руководством преподавателя (включая ДОТ)	60	60	60
В т. ч. аудиторные занятия: Лекции Практические занятия (ПЗ) Лабораторные занятия (ЛР)	44 6 -	20 6 -	6 6 -
Самостоятельная работа студента(СР)	40	40	40
Промежуточный контроль, количество В т. ч.: курсовой проект (работа) контрольная работа	1	1 2	1 2
Вид итогового контроля (зачет, экзамен)	экзамен

Перечень видов практических занятий и контроля:

-  Тест (общий по дисциплине).

-  Две контрольные работы.

-  Практические занятия.

-  Экзамен.

2. РАБОЧИЕ УЧЕБНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

2.1. РАБОЧАЯ ПРОГРАММА (объем курса 100 часов)

ВВЕДЕНИЕ (2 ч)

[4], с. 8…12; [4], с… 12

Место атомной энергетики в народном хозяйстве. Сопоставление ЯЭУ с энергетическими установками на органическом топливе. Основные этапы и перспективы развития атомной энергетики.

Раздел 1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (20 ч)

[1], с 10..15; [4], с 54...84; [5], c 3…45

Атом и ядро. Принцип эквивалентности массы и энергии. Ядерные силы: взаимодействие между нуклонами; поверхностные силы и кулоновские силы взаимного отталкивания между протонами. Энергия порога деления ядер урана. Зависимость энергии связи на один нуклон от массы ядра, возможность деления тяжелых ядер и синтеза легких ядер. Энергия, выделяющаяся при делении ядра урана. Эффективные сечения ядер. Цепная ядерная реакция. Возможность деления ядер 235U и 238U.

Коэффициент размножения нейтронов в системе урана с замедлителем. Влияние замедлителя на вероятность цепной реакции. Уравнение для коэффициента размножения нейтронов в системе бесконечных размеров (К∞).

Нейтронный поток. Количество взаимодействий нейтронов с ядрами вещества активной зоны реактора. Мощность реактора, выраженная через нейтронный поток. Уравнение баланса нейтронов в реакторе. Источник, поглощение и утечки нейтронов. Материальные и геометрические параметры реактора. Эффективный коэффициент размножения нейтронов (Кэф). Последовательность решения уравнения реактора.

Раздел 2. КОНСТРУКЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ ЯЭУ (20 ч)

[1], с 45…73; [3], c 48…80

Классификация реакторов: по энергии нейтронов, назначению, виду замедлителя и теплоносителя и др. Конструкции энергетических реакторов. Водо-водяной реактор (ВВЭР). Канальный реактор кипящий (РБМК). Реактор с газовым теплоносителем. Реактор воспроизводства ядерного топлива (быстрый реактор БН). Устройство реакторов: активная зона, корпус, замедлитель, биологическая защита, системы контроля и регулирования.

Классификация ЯЭУ и их принципиальные технологические схемы. Атомные электрические станции (АЭС); станции для выработки электрической энергии и теплоты для нужд теплоснабжения (АТЭЦ); станции тепло­снабжения (ACT); атомные станции для промышленных потребителей теплоты (АСПТ); станции с реакторами по воспроизводству ядерного горючего.

Вспомогательное оборудование ЯЭУ и изменение параметров теплоносителя по тракту.

Раздел 3. ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ (20 ч)

[1], c 154…179; [6], с. 21…53

Тепловыделение в активной зоне - кинетическая энергия осколков деления, нейтронов, излучения. Тепловая мощность реактора, выраженная через расход теплоносителя и величину нейтронного потока.

Параметры теплоносителя в реакторах РБМК и ВВЭР. Определение размеров активной зоны реактора ВВЭР по заданной мощности. Расчет температурного режима тепловыделяющего элемента. Факторы надежности отвода теплоты в реакторе.

Парогенераторы ЯЭУ с реактором ВВЭР. Изменение температуры теплоносителя и рабочего тела в парогенераторе. Конструкции горизонтального и вертикального парогенераторов. Регулирование тепловой мощности реактора, изменение расхода и температуры теплоносителя. Особенности конструкции парогенераторов с жидкометаллическим теплоносителем.

Раздел 4. УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ (10 ч)

[8], с.3... 19

Реактивность, понятие критичности. Расходование запаса критичности в ходе кампании реактора. Мгновенные и запаздывающие нейтроны. Уравнение кинетики реактора, когда все нейтроны являются мгновенными. Период реактора. Среднее время жизни одного поколения нейтронов при учете запаздывающих нейтронов.

Уравнение баланса нейтронов при учете запаздывающих нейтронов. Анализ уравнения кинетики реактора при малых и больших реактивностях. Мгновенная критичность реактора. Размножение нейтронов в подкритическом реакторе (пусковая задача). Температурные и другие эффекты реактивности активной зоны реактора. Свойство саморегулирования реактора.

Система управления и защиты реактора. Группы стержней автоматиче­ского и ручного регулирования, компенсирующие, аварийной защиты.

Раздел 5. АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ

РЕАКТОРА (20 ч)

[2], с 125…161; [4], с. 3…74

Запас реактивности реактора и его изменение за период кампании. Выгорание ядерного горючего. Зашлаковывание активной зоны осколками деления. Воспроизводство горючего, коэффициент воспроизводства для «тепловых» и «быстрых» реакторов. Отравление реактора ксеноном-135. Йодная яма. Определение пускового положения компенсирующих стержней.

Раздел 6. ОСНОВЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (6 ч)

[7], с. 152…162; [9], с 35…54

Активность радионуклидов, единицы измерения активности. Взаимодействие излучения с веществом и биологическими объектами. Доза: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная. Единицы измерения дозы. Мощность дозы. Предельно-допустимая доза для персонала АЭС. Допустимая мощность дозы и предельно-допустимое поступление радионуклидов в организм человека.

Источники поступления радиоактивных загрязнений в помещения АЭС, атмосферу и водный бассейн. Защита персонала АЭС от излучений. Нейтрализация, переработка и захоронение радиоактивных отходов ядерного цикла. Приборы для измерения радиоактивности.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ (2 ч)

Перспективы развития ЯЭУ, повышение их значения в топливно - энергетическом комплексе.

2.2.1. ТЕМАТИЧЕСКИЙ План ДИСЦИПЛИНЫ ДЛЯ СТУДЕНТОВ

ОЧНО-ЗАОЧНОЙ ФОРМЫ ОБУЧЕНИЯ

N п/п	Наименование раздела (отдельной темы)	Кол-во часов дневной ф/о	Виды занятий и контроля
лекции	ПЗ (С)	ЛР	Самостоятель- ная работа	Тесты	Контрольные работы	ПЗ (С)	ЛР
Аудит	ДОТ	Аудит	ДОТ	Аудит	ДОТ
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14
Всего	100	20	20	6	14			40
Введение	2		1
1.	Физические основы ядер- ной энергетики				2	5					N 1	N 1
1.1	Основы положения ядерной физики, определившие создание ядерного реактора	6	2	1						1
1.2	Эффективный коэффициент размножения	8	2	1						2
1.3	Нейтронный поток	6	2	1						3
2.	Конструкция энергетических реакторов и технологические схемы ЯЭУ
2.1	Устройство реактора	6	2	2
2.2	Технологические схемы ЯЭУ с различными типами реакторов	8	2	1
2.3	Использование ЯЭУ для целей теплофикации	6	2	1
3.	Отвод теплоты в реакторе										N 2	N 2
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14
3.1	Тепловыделение в активной зоне	4	1	1
3.2	Температурный режим теп - ловыделяющего элемента	10	2	2
3.3	Проверка на пристеночное кипение	6	1	1
4.	Управление реактором				2	4
4.1	Регулирование мощности реактора	2	0,5	1
4.2	Кинетика реактора	6	0,5	1
4.3	Влияние температуры на работу реактора	2		1
5.	Активная зона в процессе эксплуатации		1,5		2	5					N 3
5.1	Выгорание и воспроиз- водство горючего	10	0,5	1
5.2	Шлакование активной зоны	4	0,5	1
5.3	Отравление реактора ксеноном и самарием	4	0,5	1
6.	Основы радиационной безопасности
6.1	Проблема безопасности ЯЭУ	2	0,5	0,5
6.2	Основные принципы и нор- мы радиационной безопасности	2	0,5	1
6.3	Комплекс систем безопасности и защиты ЯЭУ	2		0,5
	Заключение	2	0,5	1

2.2.2. ТЕМАТИЧЕСКИЙ План ДИСЦИПЛИНЫ ДЛЯ СТУДЕНТОВ