МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ

(ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)

ИНСТИТУТ ТЕПЛОВОЙ И АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (ИТАЭ)

_______________________________________________________

Направление подготовки: 140100 Теплоэнергетика и теплотехника

Магистерская программа: Автоматизированные системы управления объектами

тепловых и атомных электрических станций

Квалификация (степень) выпускника: магистр

Форма обучения: очная

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

«СУЗ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ»

Цикл:

профессиональный

Часть цикла:

Вариативная (дисциплина по выбору №3);

№ дисциплины по учебному плану:

М.2.16.2

Часов (всего) по учебному плану:

180

Трудоемкость в зачетных единицах:

5

2 семестр — 5

Лекции

36 час

2 семестр

Практические занятия

Лабораторные работы

18 час

2 семестр

Расчетные задания, рефераты

2 семестр

Объем самостоятельной работы по учебному плану (всего)

126 час

Экзамены

36 час

2 семестр

Курсовые проекты (работы)

Москва - 2011

1. ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

Целью дисциплины является изучение общих принципов построения систем управления и защиты ядерных реакторов, способов оперативного контроля энерговыделения, основных требований к детекторам внутриреакторного контроля, основных методов детектирования, способов изменения мощности, схем регулирования мощности реактора по тепловым и нейтронным параметрам, принципов изучения динамики ЯЭУ.

По завершению освоения данной дисциплины студент способен и готов:

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

· Использовать на практике навыки и умения в организации научно-исследовательских и научно-производственных работ, оценивать качество результатов деятельности (ОК-4);

· проявлять инициативу, брать на себя всю полноту ответственности за свои решения в рамках профессиональной компетенции, уметь разрешать проблемные ситуации (ОК-5);

· самостоятельно приобретать и использовать в практической деятельности новые знания и умения, расширять и углублять свое научное мировоззрение, в том числе с помощью информационных технологий (ОК-6);

· использовать углубленные теоретические и практические знания естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности (ПК-1), (ПК-2);

· применять современные методы исследования, проводить научные эксперименты, оценивать результаты выполненной работы (ПК-6);

· формулировать задания на разработку проектных решений, связанных с модернизацией систем управления и защиты ядерных реакторов, мероприятиями по улучшению эксплуатационных характеристик, повышению экологической безопасности, экономии ресурсов (ПК-10);

· обеспечить бесперебойные работы, правильную эксплуатацию, ремонт и модернизацию средств автоматизации и защиты ядерных реакторов (ПК-18);

· использовать современные достижения науки и передовой технологии в научно-исследовательских работах, планировать и ставить задачи исследования, выбирать методы экспериментальной работы, интерпретировать и представлять результаты научных исследований, давать практические рекомендации по их внедрению в производство (ПК-22),(ПК-23);

· осуществлять авторский надзор при изготовлении, монтаже, наладке, испытаниях и сдаче в эксплуатацию систем контроля, управления и защиты ядерных реакторов (ПК-29);

· осуществлять педагогическую деятельность в области профессиональной подготовки (ПК-32).

Задачами дисциплины являются:

· освоение обучающимися принципов построения систем управления и защиты ядерных реакторов, способов оперативного контроля энерговыделения, способов изменения мощности, схем регулирования мощности реактора по тепловым и нейтронным параметрам;

· ознакомление с новейшими достижениями и тенденциями в области управления и защиты ядерных реакторов;

· приобретение практических навыков в математическом моделировании динамики реактора.

2. МЕСТО ДИСЦИПЛИНЫ В СТРУКТУРЕ ООП ВПО

Дисциплина относится к вариативной части профессионального цикла, дисциплина по выбору №3 (М.2.16.2.) основной образовательной программы подготовки магистров по программе «Автоматизированные системы управления объектами тепловых и атомных электрических станций» направления 140100 Теплоэнергетика и теплотехника. Дисциплина базируется на следующих дисциплинах: «Математика», «Физика», «Математическое моделирование» и на учебно-исследовательской практике.

Знания, полученные при освоении дисциплины, необходимы для выполнения выпускной работы магистра по направлению «Теплоэнергетика и теплотехника»

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

В результате освоения учебной дисциплины обучающиеся должны демонстрировать следующие результаты образования:

Знать:

· правовые и этические нормы при оценке последствий своей профессиональной деятельности, при разработке и осуществлении социально значимых проектов (ОК-7);

· принципы построения систем управления и защиты ядерных реакторов, их состав, структуру и выполняемые функции, способы оперативного контроля энерговыделения и изменения мощности реактора, схемы регулирования мощности реактора;

· влияние режимов работы реактора на выбор детекторов контроля мощности;

· основные средства автоматизированных систем управления и защиты ядерных реакторов (ПК-21);

Уметь:

· обучаться новым методам исследования, быть готовым к изменению научного и научно-производственного профиля своей профессиональной деятельности в процессе изменения условий деятельности (ОК-2);

· приобретать и использовать в практической деятельности новые знания и умения, в том числе в новых областях знаний, непосредственно не связанных со сферой деятельности, расширять и углублять свое научное мировоззрение, в том числе с помощью информационных технологий (ОК-6);

· разрабатывать эскизные, технические и рабочие проекты систем управления и защиты ядерных реакторов с использованием средств автоматизации проектирования, передового опыта их разработки (ПК-12);

· применять методы математического моделирования при исследовании нормальных и аварийных режимов работы реакторной установки, исследовании динамики и устойчивости автоматической системы регулирования мощности реактора;

Владеть:

· методологическими основами научного познания и творчества, представлять роль научной информации в развитии науки (ОК-8);

· современными достижениями науки и передовой технологии в расчетно-проектной, проектно-конструкторской, производственно-технологической, научно-исследовательской, организационно-управленческой и педагогической деятельности (ПК-22);

· техникой использования математических пакетов в целях моделирования динамики реакторов и автоматических систем управления.

4. СТРУКТУРА И СОДЕРЖАНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

4.1 Структура дисциплины

Общая трудоемкость дисциплины составляет 5 зачетных единиц, 180 часов.

№

п/п

Раздел дисциплины.

Форма промежуточной аттестации
(по семестрам)

Всего часов на раздел

Семестр

Виды учебной работы, включая самостоятельную работу студентов и
трудоемкость (в часах)

Формы текущего контроля успеваемости

(по разделам)

лк

пр

лаб

сам.

1

2

3

4

5

6

7

8

9

1

Введение. Основные по-нятия и определения

4

2

2

2

Тест: основные понятия

2

Системы контроля мощности и периода. Контроль энерговыделения в ядерных реакторах

20

2

10

10

Тесты: Преимущества контроля мощности по потоку нейтронов; основные режимы работы ионизационных камер; виды внутризонных детекторов.

3

Регулирующие органы и их приводы

4

2

2

2

Тест: применяемые поглотители

4

Автоматическое регулирование мощности реактора

32

2

8

8

16

Защиты лабораторных работ

5

Принципы построения аварийной и предупредительной защит реактора

12

2

2

4

6

Защиты лабораторных работ

6

Принципы изучения динамики ЯЭУ

12

2

2

4

6

Защиты лабораторных работ

7

Уравнения кинетики элементарного реактора

23

2

4

19

Защита РЗ

8

Уравнения динамики реактора

35

2

6

2

27

Лабораторная работа Защита РЗ

Зачет

2

2

—

—

—

2

Экзамен

36

2

—

—

—

36

Устный

Итого:

180

36

—

18

126

4.2 Содержание лекционно-практических форм обучения

4.2.1. Лекции

2 семестр

1. Введение. Основные понятия и определения

Основные требования к системам управления и защиты. Надежность, безопасность, живучесть. Ремонтопригодность, экономичность, статическая и динамическая точность. Основные функции и подсистемы СУЗ. Обеспечение надежности. Требования к описанию динамики ядерных реакторов.

2. Системы контроля мощности и периода. Контроль энерговыделения в ядерных реакторах

Общие требования к системам контроля. Составляющие реакторного излучения. Методы измерения мощности реактора: по гамма-излучению, по альфа-излучению, по бета-потоку, по потоку нейтронов. Преимущества контроля мощности по потоку нейтронов, точность этого метода. Датчики для контроля реакторных излучений, ионизационные камеры, пропорциональные счетчики. Детектирование заряженных частиц и нейтронов. Типы радиаторов. Основные режимы работы камер: импульсный, токовый, флуктуационный. Компенсированные камеры. Технические характеристики ионизационных камер и пропорциональных счетчиков. Внутризонные детекторы для контроля энерговыделения. Активационные детекторы. Ионизационные гамма-камеры для внутриреакторного контроля. Эмиссионные датчики нейтронов. Внутризонная триаксиальная камера деления с охранным электродом. Подвески, проходки и линии связи ионизационных камер. Структура каналов контроля и защиты. Методы оценки распределения мощности в реакторе (эмпирический, расчетный и расчетно-эмпирический). Системы контроля энергораспределения в реакторе. Примеры построения систем контроля мощности реакторов (ВВЭР, ВWR, РБМК, БН).

3. Регулирующие органы и их приводы

Способы изменения мощности. Применяемые поглотители. Назначение регулирующих органов, их эффективность, конструкция. Выравнивание пространственного распределения поля энерговыделения. Конструкции приводов регулирующих органов (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК).

4. Автоматическое регулирование мощности реактора

Параметры для регулирования мощности реактора. Автоматические системы регулирования мощности. Основные схемы регулирования по тепловым и нейтронным параметрам. Периодомеры и их применение в системах управления. Система автоматического пуска. Дублирование и резервирование схем. Регуляторы АРМ-5 и АРМ-6. Регуляторы РБМК (сосредоточенные и распределенные). Система ЛАР и ЛАЗ РБМК.

5. Принципы построения аврийной и предупредительной защит реактора

Основные защищаемые параметры. Роды АЗ и ПЗ. Исходная информация для срабатывания защиты. Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора ВВЭР-1000.

6. Принципы изучения динамики ЯЭУ

Основные исследуемые режимы: нормальные малой мощности, нормальные энергетических мощностей, аварийные, статистическая динамика, устойчивость стационарных режимов и т. д. Методы исследования: математическое моделирование, натурные испытания, исследовательские реакторы, специальные стенды. Построение блок-схем реактора для исследования динамики.

7. Уравнения кинетики элементарного реактора

Кинетика однородного моноэнергетического реактора без запаздывающих нейтронов. Уравнения однородного моноэнергетического реактора с запаздывающими нейтронами. Приближения мгновенного скачка, приближения с одной группой запаздывающих нейтронов. Статические характеристики подкритического реактора. Линеаризация уравнений кинетики. Частотные характеристики.

8. Уравнения динамики реактора

Источники тепловыделения в реакторе, их распределение в пространстве и времени. Причины изменения реактивности в нестационарных режимах. Статика и динамика реактора с обратными связями. Динамика твэлов, теплоносителя, замедлителя и других элементов реактора.

4.2.2. Практические занятия

Практические занятия учебным планом не предусмотрены

4.3. Лабораторные работы

2 семестр

№ 1 Изучение учебно-тренировочного модуля “Автоматический регулятор мощности APM5C”.

№ 2. Изучение учебно-тренировочного модуля “Устройство разгрузки и ограничения мощности реактора ВВЭР-1000 – РОМ2”.

№ 3 Тренажерная работа РОМ2. Подготовка регулятора к эксплуатации.

№ 4. Изучение и работа на диалоговом тренажере для энергоблока АЭС с реактором ВВЭР-1000.

№ 5. Применение APM5C для регулирования нейтронного потока в реакторе и давления на АЭС с реактором ВВЭР-1000.

4.4. Расчетные задания

Исследования динамики автоматической системы регулирования плотности нейтронного потока.

4.5. Курсовые проекты и курсовые работы

Курсовой проект/курсовая работа учебным планом не предусмотрены.

5. ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ

Лекционные занятия проводятся с использованием презентаций лекций, содержащих характеристики детекторов контроля энерговыделения; типовые схемы каналов измерения, контроля и защиты; схемы регулирования мощности реактора по тепловым и нейтронным параметрам; структурные схемы регулятора мощности АРМ5.

При выполнении лабораторных работ в сетевом классе ПЭВМ используются специализированные обучающие тренажерные модули разработки кафедры АСУТП, включающие также контроль полученных знаний.

При выполнении расчетного задания используется электронный образовательный ресурс «Динамика систем управления тепловыми процессами», электронные методические материалы и математический пакет Mathcad.

Самостоятельная работа включает подготовку к тестам, выполнение расчетного задания, подготовку к защите расчетного задания и лабораторных работ, подготовку к зачету и экзамену.

6. ОЦЕНОЧНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ТЕКУЩЕГО КОНТРОЛЯ УСПЕВАЕМОСТИ, ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ПО ИТОГАМ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

Для текущего контроля успеваемости используются устные опросы, презентации рефератов, защиты лабораторных работ, защита курсовой работы.

Аттестация по дисциплине — зачет и экзамен.

Оценка за освоение дисциплины, определяется из условия: 0,2´(среднеарифметическая оценка за тесты) + 0,3´оценка за курсовую работу + 0,5´оценка на экзамене).

В приложение к диплому вносится оценка за 2 семестр.

7. УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ И ИНФОРМАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

7.1. Литература:

а) основная литература:

1. , Автоматическое управление и защита тепло-энергетических установок АЭС. М.: Энергоатомиздат. 19с.

2. Статические и динамические характеристики ядерных энергети-ческих установок: учебное пособие. М.: МЭИ. 19с..

3 Кинетика и регулирование ядерных реакторв. М.: Энергоатомиздат, 1986.

б) дополнительная литература:

1. Юркевич управления ядерными реакторами. Под редакцией акад. РАН . М.: Элекс-КМ, 2009.

2. , , Константинов - технические основы управления ядерными реакторами. Под общей редакцией акад. . - М. : Энергоиздат, 1981.

7.2. Электронные образовательные ресурсы:

а) лицензионное программное обеспечение и Интернет-ресурсы:

http://mas. *****/about/;

б) специализированное программное обеспечение кафедральной вычислительной лаборатории:

Обучающие тренажерные модули разработки кафедры АСУТП. , , и др.

8. МАТЕРИАЛЬНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

Для обеспечения освоения дисциплины необходимо наличие учебной аудитории, снабженной мультимедийными средствами для представления презентаций лекций и компьютерного класса.

Программа «СУЗ ядерных реакторов» составлена в соответствии с требованиями ФГОС ВПО по направлению подготовки магистров 140100 «Теплоэнергетика и теплотехника» и магистерской программы «Автоматизированные системы управления объектами тепловых и атомных электрических станций» .

.

ПРОГРАММУ СОСТАВИЛ:

к. т.н., доцент ПАВЛОВ С. П.

«УТВЕРЖДАЮ»:

Зав. кафедрой

автоматизированных систем

управления тепловыми

процессами МЭИ (ТУ)

д. т.н., профессор АНДРЮШИН А. В.