УТВЕРЖДАЮ
Проректор-директор: ФТИ
_____________
«_______»___________2011 г.
ОПТИМИЗАЦИЯ ПАРАМЕТРОВ И ХАРАКТЕРИСТИК ЯДЕРНЫХ реакторов
(Название дисциплины)
Рабочая программа для направления 011200 “Физика”, магистерская программа 011200.25 “Физико-технические проблемы атомной энергетики”
(номер и название направления, специальности, специализации)
Институт _________Физико-технический (ФТИ)______________
(полное название и сокращенное обозначение)
Обеспечивающая кафедра Физико-энергетические установки__
Курс второй
Семестр 4
Учебный план набора 2011 года с изменениями ______ года
Распределение учебного времени
Лекции __17,5 часов (ауд.)
Лабораторные занятия __24.5 часа (ауд.)
Практические (семинарские) занятия __7 часов (ауд.)
Всего аудиторных занятий __49 часов
Самостоятельная (внеаудиторная) работа __49 часов
Общая трудоемкость __98 часов
Экзамен в __4____ семестре
Зачет в _________ семестре
2011 год
Предисловие
1. Рабочая программа составлена на основе ГОС по направлению 011200 Физика, магистерская программа 011200.25 Физико-технические проблемы атомной энергетики, утвержденного __________ г. приказом МО РФ № ___________.
Номер государственной регистрации ____________ от __________ г.
РАССМОТРЕНА и ОДОБРЕНА на заседании обеспечивающей
кафедры ФЭУ « » 2010 г. протокол
2. Разработчики
Профессор (должность) | _________ (кафедра) | ___________ (подпись) |
() |
доцент каф. ФЭУ (должность) | _________ (кафедра) |
() |
3. Зав. обеспечивающей кафедрой ФЭУ ___________
(подпись) ()
4. Рабочая программа СОГЛАСОВАНА с факультетом, выпускающей кафедрой специальности; СООТВЕТСТВУЕТ действующему плану.
Зав. выпускающей кафедрой Физико-энергетических установок
________________________
Рабочая программа рассмотрена и одобрена методической комиссией ФТФ
Председатель МК ФТФ _______________________
Документ
Дата разработки:
__________________________________________________________________
УДК:
Ключевые слова: ядерный реактор; активная зона, уравнение переноса нейтронов, эффекты реактивности, коэффициенты неравномерности, решетка, элементарная ячейка, запас реактивности, программы и методы расчета, выгорание топлива, профилирование загрузки, выгорающий поглотитель, оптимизация параметров ячейки и реактора.
Курс «Оптимизация параметров и характеристик ядерных реакторов» посвящён углубленному изучению расчетно-методических основ изучения и оптимизации характеристик ядерных реакторов.
В курсе рассматриваются основные положения методов расчета ядерных реакторов, физика протекающих в них процессов, методы математического описания этих процессов, программы и методы нейтронно-физических расчетов, методы оптимизации параметров и характеристик ядерных реакторов при их проектировании.
Рассматривающиеся в курсе вопросы базируются на законах ядерной и нейтронной физики, теории взаимодействия нейтронов с ядрами, теории диффузии и теории замедления нейтронов.
Реализация образовательной программы дисциплины основана на знаниях, полученных при изучении следующих дисциплин: математика, общая физика, атомная физика, ядерная физика, математическая и теоретическая физика, теория переноса нейтронов.
Программа курса предусматривает самостоятельное изучение теоретического материала, самостоятельную работу по изучению основных методов расчета ядерных реакторов и освоение программ и методов расчета.
ОПТИМИЗАЦИЯ ПАРАМЕТРОВ И ХАРАКТЕРИСТИК ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ (ОПХЯР)
011200 (м)
Каф. ФЭУ ФТФ
Доцент
Тел.: (38, , e-mail: *****@***tpu. ru
Цель: формирование знаний и умений в области расчета и оптимизации параметров проектируемых и действующих ядерных реакторов.
Содержание: методы нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов, особенности существующих расчетных программ, тренажер ядерного реактора, методика проведения расчетов, оптимизация параметров ядерных реакторов.
Курс: 2 (3 сем. – экзамен)
Всего 98 ч, в т. ч. Лк. 17,5 ч, Лб. 24,5 ч, Пр. 7 ч.
ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ Цели преподавания дисциплины, характеризующие знания и умения, которыми должен владеть магистр, состоят в следующем. Магистр должен иметь представление: – о круге задач, которые решает нейтронно-физический расчет, – о расчетных методах ядерной физики, физики реакторов, – о методах управления ядерным реактором, – о технических возможностях различных расчетных средств. Магистр должен знать: – методические основы, заложенные в современных программах расчета, – способы проведения нейтронно-физического расчета, – правила ядерной безопасности при проектировании и эксплуатации ядерных реакторов. Магистр должен уметь: – планировать нейтронно-физические расчеты, – выбрать методы и программы, позволяющие определить требуемые параметры ядерного реактора, – выполнить необходимые расчеты с помощью специальных программ, – обработать результаты расчета. Магистр должен иметь опыт: – выполнения проведения нейтронно-физических вычислений, – выполнения расчетов с использованием различных программ, – работы с тренажером ядерного реактора. Результатами освоения программы (Р) дисциплины и приобретаемыми при освоении знаниями (З) и умениями (У) являются:
|
Задачи изложения и изучения дисциплины
Задачами изучения дисциплины являются:
– накопление знаний по изучаемому предмету;
– обладание практическими навыками выполнения нейтронно-физического расчета;
– приобретение опыта теоретического осмысления полученных расчетных результатов.
Задачи изложения и изучения дисциплины реализуются в следующих формах учебной деятельности:
– лабораторно-практические занятия, направленные на активизацию познавательной деятельности студентов путем постановки перед ними задач, отличающихся новизной ожидаемых результатов решения;
– консультации – еженедельно для всех желающих;
– самостоятельная работа в лаборатории, направленная на выработку умения самостоятельно ставить и решать расчетные задачи, на выработку умения планировать расчетные работы, на выработку умения выбирать оптимальный набор программных средств из имеющегося арсенала, на расширение круга знаний по дисциплине и углубленное понимание вопросов и задач по дисциплине, на проработку теоретического материала;
– текущий контроль деятельности студентов осуществляется во время самостоятельной работы в лаборатории в виде 15-минутного опроса;
– рубежный контроль включает два 20-минутных доклада, которые проводятся в стандартные сроки, установленные на физико-техническом факультете;
– контроль деятельности студентов проводится в рамках рейтинговой системы, принятой в ТПУ, при этом количество баллов, получаемых студентом по каждому виду контроля, определяется в соответствии с рейтинг-листом дисциплины. Зачет получают студенты, набравшие не менее 800 баллов по всем видам контролируемой деятельности. По результатам обучения студент получает до 2 кредитов.
Знания, полученные при изучении курса, требуются при изучении других курсов по специальности, в работе над магистерской диссертацией, а также в дальнейшей профессиональной деятельности.
Содержание теоретического раздела дисциплины
(лекции 54 часа аудит.)
Модуль 1. Одномерные методы решения уравнения переноса (18 часов).
Значение курса и его содержание. Основные задачи оптимизации параметров ядерных реакторов. Актуальность различных подходов к расчетам ядерных ректоров. Уравнение переноса нейтронов. Вывод уравнения переноса нейтронов. Граничные условия. Уравнение переноса для плоской, сферической и цилиндрической одномерных геометрий. Введение к методам решения уравнения переноса. Односкоростная теория переноса. Решение односкоростного уравнения методом разделения переменных. Решение односкоростного уравнения методом сферических гармоник. Метод вероятности первых столкновений. Конечно–разностные уравнения в плоской, сферической и цилиндрической геометриях. Диффузионное уравнение в двумерной геометрии. Метод сферических гармоник для цилиндрических ячеек.
Модуль 2. Двумерные и многогрупповые методы (20 часов).
Методы решения уравнения переноса многогрупповыми методами. Уравнения метода сферических гармоник в плоской геометрии. Многогрупповые уравнения PN-приближения. Определение многогрупповых сечений. Задачи на собственное значение в многогрупповом приближении. Существующие реакторные программы. Односкоростные задачи в плоской геометрии. Многогрупповые расчеты методом дискретных ординат. Сопряженныя функция и понятие ценности. Теория возмущений. Практическое применение теории возмущений.
Модуль 3. Задачи и методики физических расчетов (16 часов)
Задачи физических расчетов. Общая схема нейтронно-физических расчетов. Расчет глубины выгорания топлива. Расчет эффектов реактивности. Расчет эффективности органов регулирования. Общая характеристика некоторых программ, используемых для расчёта реакторов типа ВВЭР, и их возможности. Выбор оптимальных параметров при расчете реактора. Методики нейтронно–физических расчетов реакторов на тепловых нейтронах различных типов.
СОДЕРЖАНИЕ ПРАКТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ
(36 час. аудит., 60 час. сам.)
Тематика практических занятий (7 час. аудит., 24 час. сам.)
1. Методика расчетов ячеек ЯР по программе WIMS-D4............
2. Расчет параметров ячеек ЯР по программе WIMS-D4.............
3. Расчеты сложных ячеек ЯР………………………………………
4. Расчет малогрупповых макроконстант……………………………
5. Расчет выгорания топлива в ЯР программе WIMS-D4............
6. Пространственно-энергетическое распределение потока
нейтронов.......................................................................................
7. Расчет эффективности стержней управления............................
8. Трехмерные физические расчеты ядерного реактора…………….
Для каждой темы практических занятий разработаны задания с теоретическими вопросами, задачами и упражнениями. Предусмотрено выполнение индивидуального задания по теме «Нейтронно-физический расчет сборки твэлов». Выполнение индивидуального задания осуществляется студентом в часы самостоятельной (внеаудиторной) работы в рамках объема, предусмотренного учебным планом.
Тематика лабораторных работ дисциплины (17.8 час. аудит, 24 час. сам.)
Лабораторный практикум курса включает выполнение студентом следующих лабораторных работ:
1. Проверка стабильности работы реактора на номинальном
уровне мощности...................................................................................
2. Плановый останов реакторной установки........................................
3. Разогрев и вывод реактора в критическое состояние на минимально-контролируемый уровень мощности.................................................................................
4.Вывод реакторной установки на энергетический уровень мощности
5.Отключение ГЦН при работе реактора на номинальном уровне
мощности................................................................................................
Подготовка к лабораторным работам проводится в часы самостоятельной работы. Объем заданий определяется временем, отведенным студенту учебным планом.
Лабораторное оборудование
Лабораторные работы проводятся в аудитории ого корпуса на аналитическом тренажере реактора ВВЭР-1000, установленном на специальных компьютерах этой учебной аудитории.
ПРОГРАММА САМОСТОЯТЕЛЬНОЙ ПОЗНОВАТЕЛЬНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ
(108 часов)
Программа самостоятельной познавательной деятельности включает следующие разделы
Самостоятельное изучение теоретического материала
Внеаудиторная работа студентов состоит в проработке лекционного материала, подготовке к теоретическому коллоквиуму и контрольным опросам. Часть теоретического материала предлагается студентам для самостоятельного изучения с предоставлением отчета. Общее время самостоятельной работы по разделу составляет 60 часов.
Выполнение самостоятельных практических заданий
По этому разделу предполагается выполнение домашних практических заданий и индивидуального задания в часы самостоятельной работы. Общая трудоемкость по разделу составляет – 24 часов.
Подготовка к выполнению лабораторных работ
Подготовка к лабораторным работам осуществляется студентом в часы самостоятельной работы. Общая трудоемкость по разделу составляет 24 часа.
Индивидуальные домашние задания (10 задач, 29 баллов)
№ 1 «Метод дискретных ординат в задачах переноса нейтронов» - 2 расчетных задачи по 2 балла = 4 балла.
№ 2 «Изменение коэффициента размножения нейтронов при выгорании топлива» - 2 расчетных задачи по 2 балла = 4 балла.
№ 3 «Расчет малогрупповых констант и спектра нейтронов» - 3 расчетных задачи по 3 балла = 9 баллов.
№ 4 «Расчет гетерогенного реактора методом гомогенизации» - 3 расчетных задачи по 4 балла = 12 баллов.
Темы для самостоятельного углубленного изучения и рефератов.
1. Способы выравнивания распределения энерговыделения по объему ядерного реактора.
2. Методы расчета ядерных реакторов.
3. Высокопоточные исследовательские реакторы.
4. Импульсные исследовательские ядерные реакторы.
5. Современные энергетические ядерные реакторы.
6. Метод вероятности первого столкновения.
7. Метод дискретных ординат в расчетах реактора.
8. Метод сферических гармоник.
9. Метод Монте-Карло в теории переноса нейтронов.
10. Метод многих групп.
11. Преимущества и недостатки гетерогенных реакторов.
12. Выбор оптимальных параметров при расчете реактора.
13. Способы управления ядерным реактором.
14. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах.
15. Физические особенности тяжеловодных реакторов.
16. Особенности управления реакторами типа ВВЭР-1000.
17. Борное регулирование в ядерных реакторах.
18. Вычислительные методы в физике ядерных реакторов.
19. Методы расчета эффективности регулирующих органов.
20. Эффекты реактивности в работающем ядерном реакторе.
ТЕКУЩИЙ И ИТОГОВЫЙ КОНТРОЛЬ РЕЗУЛЬТАТОВ
ИЗУЧЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ
При изучении курса “Оптимизация параметров ядерных реакторов” используется рейтинговая система оценки знаний студентов. Максимальная рейтинговая оценка (общий рейтинг ОР) составляет 1000 баллов. В нее входят рейтинги: лабораторных работ, практических занятий, индивидуальных заданий, коллоквиума, экзамена.
Рейтинг лабораторных работ (РЛР) – это оценки за лабораторные работы. Оценка одной работы складывается из получения допуска к работе, непосредственного проведения работы, подготовки отчета, защиты лабораторной работы. Максимальный РЛР – 20 баллов за 5 лабораторных работ.
Рейтинг практических занятий (РПЗ) складывается из результатов решения аудиторных и домашних задач. Максимальный РПЗ – 20 баллов в течение семестра.
Рейтинг индивидуального задания (РИЗ) – это оценки за выполнение и защиту работы по расчету индивидуальных домашних заданий. Если задания решены правильно и защищены в срок, то максимальное значение РИЗ составляет 20 баллов.
На зачетной неделе подсчитывается общий рейтинг семестра (РС), максимальное значение которого 850 баллов:
РС = РЛР + РПЗ + РИЗ = 20+20+20 = 60.
Студент допускается к сдаче зачета, если он полностью выполнил учебный план и его рейтинг (РС) составляет не менее 33 баллов.
Максимальный рейтинг экзамена - 40 баллов. Экзамен состоит из решения задачи и ответа на теоретические вопросы. В случае нерешения задачи, студент не допускается к сдаче теоретической части и теряет рейтинг семестра. Экзамен считается сданным, если студент набрал не менее 22 баллов.
Примечание: банк материалов текущего и итогового контроля результатов изучения дисциплины представлен в виде отдельного учебно-методического документа.
РЕЙТИНГ- ЛИСТ
по дисциплине «Оптимизация параметров и характеристик
ядерных реакторов»
Плановый объем учебной нагрузки:
работа в аудитории - 49 часов
самостоятельная работа - 49 часов
Итого - 98 часов
1. Лабораторные работы 20 баллов
2. Практические занятия 20 баллов
3. Индивидуальное задание. Подготовка доклада и
презентация полученных материалов 20 баллов
4. Экзамен 40 баллов
Итого (максимум) 100 баллов
КОНТРОЛЬНЫЕ ТОЧКИ, ОБЪЕМЫ РАБОТ И МАКСИМАЛЬНОЕ КОЛИЧЕСТВО БАЛЛОВ (к указанному сроку)
9-я неделя | 18-я неделя | |
Лабораторные работы | 10 | 20 |
Практические занятия | 10 | 20 |
Индивидуальное задание | 10 | 20 |
Экзамен | 40 | |
Итого | 100 |
При получении зачета студент получает от 1 до 3 кредитов, что определяется количеством набранных в ходе изучения дисциплины баллов и степенью достижения плановых результатов обучения:
Вопросы входного контроля
1. Выделение энергии при делении ядер урана-235 нейтронами.
2. Основные делящиеся нуклиды.
3. Основные топливные материалы.
4. Типы ядерных реакций нейтронов с ядрами.
5. Микроскопические и макроскопические сечения.
6. Для чего нужен в реакторе на тепловых нейтронах замедлитель.
7. Перечислить хорошие замедлители нейтронов.
8. Чем характеризуются замедлители нейтронов.
9. Длина диффузии и возраст нейтронов.
10. Мгновенные и запаздывающие нейтроны.
11. Доля и эффективная доля запаздывающих нейтронов.
12. Время жизни мгновенных и запаздывающих нейтронов.
13. Время жизни поколения нейтронов.
14. Формула 4-х сомножителей. Что она описывает.
15. Перечислить входящие в эту формулу параметры.
16. Эффективный коэффициент размножения нейтронов.
17. Какие параметры описывают распределение плотности потока нейтронов.
18. Распределение Фтн в ЯР с отражателем и без него.
19. Материальный параметр ЯР.
20. Геометрический параметр ЯР.
21. Реактивность. Определение и единицы измерения.
22. Эффекты реактивности в ядерном реакторе.
23. Характер поведения реактора в подкритическом реакторе.
24. Характер поведения реактора в надкритическом реакторе.
25. Выгорание ядерного топлива. Определение и единицы измерения.
26. Воспроизводство ядерного топлива.
27. Шлакование ядерного реактора.
28. Отравление ядерного реактора.
29. Эффект нестационарного отравления ЯР ксеноном
30. Основные задачи, которые решает система управления ЯР (СУЗ).
31. Основные поглотители нейтронов в ЯР. Выгорающие поглотители.
32. Основные способы регулирования ЯР.
33. Запас реактивности и подкритичность.
34. Для чего необходим запас реактивности.
35. Понятие эффективности поглощающих стержней. Характеристики стержней.
36. Остаточное тепловыделение в ЯР.
37. Период реактора и его связь с реактивностью.
38. Источники нейтронов.
39. Детектирование нейтронов.
40. Элементарная ячейка ЯР.
41. Коэффициент размножения быстрых нейтронов.
42. Вероятность избежать резонансного захвата
43. Коэффициент использования тепловых нейтронов.
44. Спектр Максвелла, его основные характеристики.
45. Спектр нейтронов деления, его основные характеристики.
46. Спектр замедляющихся нейтронов, его основные характеристики.
Вопросы выходного контроля.
1. Термализация нейтронов.
2. Критические параметры ядерного реактора.
3. Стационарное и нестационарное уравнение диффузии. Физический смысл каждого входящего в него слагаемого.
4. Геометрический параметр ядерного реактора.
5. Основные способы выравнивания нейтронных потоков в ядерном реакторе.
6. Основные положения метода многих групп.
7. Общий вид группового диффузионного уравнения и физический смысл каждого входящего в него слагаемого.
8. Принципы усреднения сечений взаимодействия нейтронов внутри энергетической группы.
9. Как усредняются сечения внутри энергетических групп, относящихся к быстрым, резонансным и тепловым энергиям нейтронов.
10. Ценность нейтронов.
11. Решетка активной зоны. Элементарная ячейка активной зоны.
12. Основные типы решеток активной зоны.
13. Метод вероятности первого столкновения.
14. Метод дискретных ординат.
15. Задачи физических расчетов ядерных реакторов.
16. Основные этапы проведения физических расчетов.
17. Основной принцип управления ядерным реактором.
18. Расчет эффективности стержня управления.
19. Расчет температурного эффекта реактивности.
20. Ядерный температурный эффект реактивности.
21. Мощностной эффект реактивности.
22. Расчет интерференции регулирующих стержней.
23. Способы уменьшения неравномерности распределения энерговыделения.
24. Уравнение переноса нейтронов.
25. Граничные условия для уравнения переноса нейтронов.
26. Уравнение переноса в плоской одномерной геометрии.
27. Уравнение переноса в сферической одномерной геометрии.
28. Уравнение переноса в цилиндрической одномерной геометрии.
29. Основные методы решения уравнения переноса нейтронов.
30. Метод разделения переменных.
31. Метод сферических гармоник.
32. Метод вероятности первых столкновений.
33. Конечно-разностные уравнения в плоской геометрии.
34. Конечно-разностные уравнения в сферической геометрии.
35. Конечно-разностные уравнения в цилиндрической геометрии.
36. Конечно-разностное уравнение в двумерной геометрии.
37. Метод сферических гармоник для цилиндрических ячеек.
38. Многогрупповые методы решения уравнения переноса.
39. Решение задачи на собственное значение в многогрупповом приближении.
40. Обзор существующих программ для расчета ячеек ядерных реакторов.
41. Обзор существующих программ для расчета ядерных реакторов.
42. Многогрупповые расчеты методом дискретных ординат.
43. Ценность нейтронов.
44. Теория возмущений.
45. Методы расчета глубины выгорания топлива.
46. Методы расчета эффектов реактивности.
47. Методы расчета эффективности органов регулирования.
48. Выбор оптимальных параметров при расчете ядерных реакторов.
Пример индивидуального домашнего задания
1. Теоретический вопрос: метод вероятности первых столкновения для расчета ячеек ядерного реактора в цилиндрической геометрии.
2. Задача: Определить зависимость бесконечного коэффициента размножения нейтронов для ячейки ядерного реактора с твэлом типа ВВЭР-1000 при шаге расстановки твэлов 1.275 см, плотности двуокиси урана 10.5 г/см3 и обогащении 5 % от времени работы на мощности 0.5 МВт/т урана.
3. Задача: Определить зависимость макроскопического сечения поглощения нейтронов тепловой группы для ячейки ядерного реактора с твэлом типа ВВЭР-1000 при шаге расстановки твэлов 1.20 см, плотности двуокиси урана 10.9 г/см3 и обогащении 3% от времени работы на мощности 0.25 МВт/т урана.
4. Задача: Определить изменение материального состава топлива из нитрида урана плотностью 14 г/см3 и обогащением 4 %, размещенного в твэлах с геометрией реактора ВВЭР-1000 и шагом расстановки 12.3 см от времени работы реактора на мощности 1 МВт/т урана.
Экзаменационные билеты
Экзаменационный билет № 1
Вопросы:
1. Способы управления ядерным реактором.
2. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке простой решетки гетерогенных ядерных реакторов с источником тепловых нейтронов в обеих зонах.
3. Метод вероятности первых столкновений.
Задача:
Определить распределение плотности потока нейтронов по радиусу и спектр нейтронов в замедлителе для реактора с гомогенной активной зоной, состоящей из урана 10 % - ого обогащения и воды с соотношением ядер урана и воды 1:100. Активная зона в виде бесконечного цилиндра с внешним радиусом 100 см и окружена боковым водяным отражателем толщиной 20 см.
Экзаменационный билет № 2
Вопросы:
1. Метод разделения переменных при решении уравнения переноса нейтронов.
2. Решение задачи на собственное значение в многогрупповом приближении.
3. Метод сферических гармоник для цилиндрической ячейки.
Задача:
Найти критический размер реактора и форме куба с графитовым замедлителем и толстым графитовым отражателем, используя следующие параметры материалов: k = 1,060 τ = 350 смг Lс2= 250 смг Lr2 = 50 см.
Экзаменационный билет № 3
Вопросы:
1. Неравномерность распределения потоков нейтронов в ядерном реакторе без отражателя. Пути ее уменьшения.
2. Выбор оптимальных параметров при расчете ядерного реактора.
3. Решение задачи на собственное значение в многогрупповом приближении.
Задача:
Определить распределение плотности потока нейтронов по радиусу и спектр нейтронов в топливе реактора с гомогенной активной зоной, состоящей из урана 5 % - ого обогащения и воды с соотношением ядер урана и воды 1:200. Активная зона в виде бесконечного цилиндра с внешним радиусом 120 см и окружена боковым отражателем из бериллия толщиной 30 см.
Экзаменационный билет № 4
Вопросы:
1. Конечно-разностные уравнения в цилиндрической геометрии.
2. Принципы усреднения макроскопических сечений взаимодействия нейтронов внутри энергетической группы.
3. Многогрупповые методы решения уравнения переноса.
Задача:
Определить размножающие способности (кбеск.) и макроскопические сечения тепловой группы тепловыделяющей сборки из твэлов типа ВВЭР-1000 с обогащением 5 %. Размер сборки «под ключ» равен 23.4 см, число твэлов 312, водяные трубки – 19 шт., шаг расстановки твэлов – 1.275 см, теплоноситель – вода.
Экзаменационный билет № 5
1. Методы расчета глубины выгорания ядерного топлива.
2. Многогрупповые расчеты методом дискретных ординат.
3. Конечно-разностное уравнение переноса нейтронов в двумерной геометрии.
Задача:
Определить размножающие способности (кбеск.) и макроскопические сечения тепловой группы тепловыделяющей сборки из твэлов типа ВВЭР-1000 с обогащением 5 %. Размер сборки «под ключ» равен 23.4 см, число твэлов 312, водяные трубки – 19 шт., шаг расстановки твэлов – 1.275 см, теплоноситель – вода.
Экзаменационный билет № 6
Вопросы:
1. Конечно-разностное уравнение переноса нейтронов в двумерной (х, у)-геометрии.
2. Метод сферических гармоник для цилиндрических ячеек.
3. Эффекты реактивности в работающем ядерном реакторе.
Задача:
Определить размножающие способности (кбеск.) и макроскопические сечения тепловой группы тепловыделяющей сборки из твэлов типа ВВЭР-440 с обогащением 3 %. Размер сборки «под ключ» равен 14.4 см, число твэлов 126, водяные трубки – 1 шт., шаг расстановки твэлов – 1.20 см, теплоноситель – вода.
Экзаменационный билет № 7
Вопросы:
1. Метод Монте-Карло в решении уравнения переноса нейтронов.
2. Уравнение переноса нейтронов в одномерной плоской геометрии.
3. Физические особенности реакторов на тепловых нейтронах.
Задача:
Определить зависимость размножающих свойств (кбеск.) от степени выгорания топлива тепловыделяющей сборки из твэлов типа ВВЭР-1000 с обогащением 5 %. Размер сборки «под ключ» равен 23.4 см, число твэлов 312, водяные трубки – 19 шт., шаг расстановки твэлов – 1.275 см, теплоноситель – вода. Сборка работает на мощности 0.4 МВт/т урана в течение 1000 суток.
УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ
Основная литература:
1. Белл Д, Теория ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1974.
2. Владимиров задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: ЭА, 1986.
3. , , Алтухов теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989.
4. , , Троянский ядерных реакторов. т.1. – М.: Атомиздат, 1978.
5. Физика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
6. , Кусмарцев на быстрых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1985.
7. Галанин в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1984.
Дополнительная литература
1. Кузнецов ядерные реакторы. Л.: Судостоение, 1988.
2. Физическая теория ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1961.
3. Основы теории ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1954.
4. Галанин ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: Атомиздат, 1959.
5. Галанин гетерогенного реактора. М.: Атомиздат, 1971.
6. Петров энергетические установки. М., Госэнергоиздат, 1958.
7. Физика ядерных реакторов. М., Госэнергоиздат, 1959.
Учебно–методические пособия
1. Смиренский и расчет ядерных реакторов: Учебное пособие. Томск: ТПУ, 1997, 96
2. Смиренский расчета ядерных реакторов: Учебное пособие. Томск: ТПУ, 1998
3. , , Колпаков -физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие, рекомендовано Советом УМО направления 651000 «Ядерные физика и технологии». Томск: изд-во ТГУ, 2002.
