В процессе освоения дисциплины у студентов

1. Цели освоения дисциплины
Инженеру специальности Атомные электростанции и установки необходимы знания о роли ядерного энергетического реактора на АЭС, об особенностях конструкций и теплогидравлических процессах в ядерных энергетических
реакторах, об основных принципах управление работой реактора. Изучение
данной дисциплины дает возможность будущим инженерам указанной выше
специальности приобрести навыки проектирования ядерных реакторов.
Основной задачей дисциплины “Ядерные энергетические реакторы” является изучение и применения практических навыков для проектирования эффективных конструкций ядерных реакторов, овладения принципами организации их надежной и безопасной работы.
2. Место дисциплины в структуре ООП
Дисциплина «С3.Б7. Ядерные энергетические реакторы» относится к
циклу профессиональных дисциплин ООП.
Пререквизитами дисциплины «Ядерные энергетические реакторы» являются дисциплины «Механика жидкости и газа», «Тепломассообмен в энергетическом оборудовании», «Топливо и материалы ядерной техники», «Парогенераторы АЭС».
Кореквизитами дисциплины «Ядерные энергетические реакторы» являются дисциплины «Обработка воды на АЭС», «Физика ядерных реакторов», «Кинетика ядерных реакторов», «Принципы обеспечения безопасности АЭС»,
«Нагнетатели АЭС», «Атомные электростанции».
Перечень требований к входным знаниям, умениям, навыкам по дисциплине «Ядерные энергетические реакторы ».
Для освоения дисциплины студент должен обладать следующими знаниями, умениями, навыками.
Иметь знания о:
- современных методах проектирования ядерных энергетических реакторов;
- принципах реализации эффективных режимов управления ядерным реактором;
- характеристиках и особенностях конструкции ядерных энергетических
реакторов различных типов.
Уметь использовать:
- методы теоретического исследования теплогидравлических процессов,
характерных для ядерных реакторов;
- алгоритмы проведения конструкторских и поверочных теплогидравлических расчетов ядерных реакторов;
- специальную, методическую и нормативную литературу, касающуюся
вопросов проектирования и исследования процессов в ядерных реакторах.
Иметь опыт:
2
- расчетно-теоретических исследований теплогидравлических процессов в
ядерных энергетических реакторах;
- решения задач, связанных с проектированием ядерных реакторов;
- работы со специальной технической документацией и литературой;
- использования современных ЭВМ в расчетах ядерных энергетических
реакторов;
- технико-экономического анализа технических решений при проектировании ядерных реакторов.
3. Результаты освоения дисциплины
В результате освоения дисциплины в соответствии с ФГОС студент должен будет:
знать
 требования, характеристики и особенности конструкции ядерных
энергетических реакторов АЭС различного типа;
 современные методы проектирования и исследования ЯЭР различного
типа, обеспечивающих их эффективную и безопасную работу;
 принципы реализации оптимальных режимов эксплуатации ЯЭР при
пуске, останове, работе на разных уровнях мощности с соблюдением требований безопасности;
 принципы технологии изготовления и монтажа оборудования реакторной установки применительно к условиям сооружения и эксплуатации энергоблоков АЭС;
уметь
 рассчитывать основные теплогидравлические процессы, характерные
для ядерных энергетических реакторов АЭС;
 проводить конструкторские и поверочные теплогидравлические расчеты ЯЭР;
 выполнять расчеты узлов и элементов ЯЭР на прочность с использованием современных средств;
владеть навыками:
 работы с технической документацией и литературой, научнотехническими отчетами, справочниками и другими информационными источниками;
 составления математических моделей процессов в ядерных энергетических реакторах АЭС различного типа;
 проектирования ЯЭР и их узлов;
 комплексной оценки экономической эффективности основных технических решений при проектировании и анализе работы реакторных установок.
В процессе освоения дисциплины у студентов развиваются следующие
компетенции, в соответствии с ФГОС.
1.Универсальные (общекультурные)
3
способность/готовность создавать и редактировать тексты профессионального назначения (ОК-4);
владением культурой мышления, способностью к обобщению, анализу,
ОК-6);
умением самостоятельно применять методы и средства познания, обучения и самоконтроля для приобретения новых знаний и умений (ОК-7).
2. Профессиональные
способность составлять математические модели процессов и аппаратов
преобразования тепловой энергии (ПСК-1.1);
готовность использовать математические модели и программные комплексы для численного анализа всей совокупности процессов в ядерноэнергетическом и тепломеханическом оборудовании АЭС (ПСК-1.3);
готовность к разработке проектов элементов и систем АЭС с целью их
модернизации и улучшения технико-экономических показателей с использованием современных средств проектирования (ПСК-1.5);
готовность формулировать исходные данные, выбирать и обосновывать
научно-технические решения в области проектирования элементов и систем
АЭС (ПСК-1.10);
готовность применять принципы обеспечения оптимальных режимов работы тепломеханического оборудования при различных режимах работы АЭС с
соблюдением требований безопасности (ПСК-1.15).
4. Структура и содержание дисциплины
№
п/п
1.
2.
4.1. Содержание теоретического раздела дисциплины
(аудиторные занятия 36 ч.)
Тема раздела
Введение.
Понятие и принципиальная схема ядерного реактора
(ЯР). Типы ядерных реакторов.
Требования, предъявляемые к ЯППУ.
Принципиальное устройство и основные элементы конструкции ядерного реактора.
Реакторные материалы.
Общие и специфические требование, предъявляемые к
реакторным материалам.
Топливные материалы и их сравнительные характеристики.
Конструкционные материалы: стали и сплавы для изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов), тепловыделяющих сборок (ТВС) и технологических каналов (ТК).
Материалы внутрикорпусных устройств. Материалы
корпусов. Реакторный графит.
4
Объем,
ч
4
4
№
п/п
3.
4.
Тема раздела
Объем,
ч
Конструкторские и теплогидравлические характеристики
6
ядерных энергетических реакторов.
Требования, предъявляемые к конструктивным решениям ядерных реакторов в целом и отдельным конструктивным
элементам: корпус реактора, активная зона, внутрикорпусные
устройства, технологические каналы, кассеты и ТВС, тепловыделяющие элементы, крепление и дистационирование твэлов,
органы регулирования.
Классификация ЯР. Рассмотрение конструктивных схем
и особенностей конструктивных решений в зависимости от используемых замедлителей, теплоносителей. Сопоставление достоинств и недостатков отдельных типов.
Ядерные реакторы корпусного типа с водным замедлителем, теплоноситель: вода под давлением, копящая вода; технологические параметры. Компановка реактора.
Конструкция
твэлов,
кассет,
внутрикорпусных
устройств, корпуса, уплотнение крышки с корпусом. Тенденции развития ВВЭР.
Ядерные реакторы атомных станций теплоснабжения.
Компановка реактора. Конструкция ТВС, твэлов. Внутрикорпусные устройства. Теплообменники промежуточного контура.
Реакторы канального типа с графитовыми замедлителями и водным теплоносителем. Компоновка реактора. Конструкция твэлов, Тепловыделяющих сборок, технологических
каналов, узлов активной зоны.
Тенденции развития реактора типа РБМК.
Реакторы с тяжеловодными замедлителями. Особенности
конструкции тяжеловодных реакторов. Газоохлаждаемые реакторы. Магноксовые, усовершенствованные, высокотемпературные реакторы. Конструктивые решения. Микротвэлы ВТГР.
Реакторы на быстрых нейтронах. Классификация ЯР.
Компоновка реактора и оборудования 1 контура. Конструкции
твэлов кассет активной зоны и зоны воспроизводства. Тенденции развития реакторов типа БН.
Энерговыделение в ядерном реакторе и коэффициенты
2
неравномерности энерговыделения.
Составляющие энерговыделения в материалах: торможение быстрых нейтронов, поглощение гамма-излучения, поглощение вторичного гамма-излучения, самопоглащение вторичного излучения. Расчет составляющих.
Выделение тепла в замедлителе и стержнях СУЗ. Энер5
№
п/п
Тема раздела
Объем,
ч
5.
говыделение во внутрикорпусных устройствах, корпусе реактора. Тепловая защита. Кольцевой водяной бак.
Неравномерность энерговыделения. Причины случайных
отклонений параметров реактора от номинала. Понятие о коэффициентах неравномерности. Технологические эксплуатационные отклонения. Механические коэффциенты. Значения
коэффициентов неравномерности для реакторов различных типов (ВВЭР,РБМК, БН).
Методика теплогидравлического расчета реакторов.
6
6.
Факторы, лимитирующие параметры и мощность реактора: ограничения по температурам топлива, конструкционных
материалов; термическим напряжениям, тепловым потокам,
скоростям теплоносителя, паросодержанием в кипящих реакторах. Конструктивные ограничения.
Цель и задачи теплового расчета, соображения по определению исходных данных для его проведения. Компоновка
реактора. Удельные мощности реакторов различных типов.
Определение параметров активной зоны.
Распределение температуры теплоносителя по высоте
канала. Распределение температур в твэлах различной формы и
в случаях наличия дефектов. Проверка запаса по критической
тепловой нагрузке. Возможные вариации параметров с целью
получения приемлемых значений коэффициентов запаса и
температур.
Гидравлические потери при омывании однофазным теплоносителем. Потери давления при кипении теплоносителя.
Тепломеханическая надежность активной зоны реактора.
Определяющие параметры и функции активной зоны. Основные положения вероятностного метода расчета тепломеханической надежности активной зоны.
Методы приближения температуры на выходе из реактора к максимальной температуре твэла. Физическое профилирование. Гидравлическое профилирование. Принципы и способы
гидравлического профилирования. Расчет профилирования
расхода.
Расчет реакторов с кипящим теплоносителем.
4
Типы кипящих реакторов. Факторы, ограничивающие
мощность кипящих реакторов. Способы интенсификации теплообмена и пути увеличения допустимых мощностей каналов.
6
№
п/п
Тема раздела
8.
Способы организации циркуляции в реакторах.
Методика проведения теплового расчета кипящих реакторов с естественной циркуляцией. Расчет движущего напора и
сопротивления контура циркуляции. Определение расчетной
кратности циркуляции и среднего паросодержания. Конструктивные решения, влияющие на кратность циркуляции. Особенности расчета реакторов с принудительной циркуляцией.
Расчет одиночного канала с кипением.
Критерии надежности циркуляции. Теплогидравлическая
устойчивость режимов одиночного канала и системы параллельных каналов. Пульсации расхода по каналам. Гидродинамическая характеристика канала, факторы на нее влияющие.
Особенности расчета реакторов с неводяным теплоносителем.
Некоторые вопросы расчетов реактора с газовым охлаждением. Проблемы, связанные с увеличением интенсивности
теплоотвода и снижением затрат на перекачку теплоносителя.
Высокотемпературные газовые реакторы. Особенности расчета
газовых реакторов с шаровыми твэлами. Инженерные проблемы использования гелия.
Особенности расчета быстрых реакторов. Проблемы
конструирования реакторов на быстрых рейтронах. Удельные
тепловыделения и проблемы теплоотвода. Теплоносители реакторов на быстрых нейтронах. Особенности теплогидравлического расчета реакторов на быстрых нейтронах.
Прочностные расчеты элементов ядерных реакторов.
9
Основы расчета на прочность, основные расчетные соотношения.
Выбор основых размеров элементов конструкций. Определения напряжений и деформаций. Расчет термических
напряжений. Учет пластичности и ползучести.
Основы управления работой ядерных реакторов.
7.
Способы управления ядерной реакцией. Материалы органов регулирования. Конструкция органов регулирования.
Принципиальная схема управления ядерным реактором Общие
вопросы надежности и безопасности ядерных реакторов.
Анализ возможных аварийных ситуаций. Средства
предотвращения аварий. Конструктивные решения по обеспечению ядерной и радиационной безопасности реакторов в ава7
Объем,
ч
4
2
4
№
п/п
Тема раздела
Объем,
ч
рийных ситуациях. Реакторы с внутренними присущими свойствами безопасности.
4.2. Содержание практического раздела
№
п/п
1
4.2.1. Тематика практических занятий (36 час.)
Тема
Расчет характеристик энергонапряженности активной зоны
Объем,
ч
2
4
4
Расчет распределения температуры по сечению топливной
композиции
Расчет распределения параметров теплоносителя по длине
технологического канала
Расчет кризиса теплоотдачи в пучках стержней
5
Расчет теплоотдачи в пучках стержней.
6
6
4
7
Расчет потерь давления при движении теплоносителя в пучках стержней.
Расчет температурного состояния графитового замедлителя
8
Механические расчеты элементов ядерного реактора
8
2
3
№
п/п
1
2
3
4
4.2.2. Тематика лабораторных занятий (18 час.)
Тема
4
2
6
Объем,
ч
Изучение конструкций реакторов типа ВВЭР, РБМК и БН
6
(реферат)
Исследование факторов, определяющих температурное со4
стояние топливной композиции
Моделирование распределений параметров теплоносителя по
4
длине технологического канала
Исследование факторов, определяющих температурное со4
стояние графитового замедлителя реактора РБМК
4.3. Курсовое проектирование
8
4.3.1. Цели и задачи курсового проекта
Студенты должны:
- изучить назначение, устройство, принцип действия, конструктивные особенности основных типов ядерных энергетических реакторов;
- научиться разбираться в технологических схемах реакторных установок; приобрести навыки проектного конструкторского и поверочного расчетов ядерного
реактора.
4.3.2. Тематика курсового проектирования
Выполнение курсового проекта проводится в виде самостоятельной работы. Основная тематика курсового проектирования включает три типовых вида
заданий:
- проектный расчет реактора с некипящим водяным теплоносителем (типа
ВВЭР, КЛТ, PWR);
- проектный расчет реактора с кипящим водяным теплоносителем (типа ВК,
BWR);
- многовариантный проектный расчет реактора АСТ (с естественной циркуляцией). Варьируется кратность циркуляции;
- проектный расчет водографитового реактора (типа РБМК).
Расчетная часть проекта включает предварительный тепловой, нейтронно-физический, уточненный тепловой, конструкторский, гидравлический и механический и др. расчеты.
Графическая часть состоит из 1,5-2 листов формата А1 и включает чертеж
общего вида (продольный и 4-5 поперечных разреза) спроектированного реактора, чертежи его отдельных узлов и деталей.
Исходные данные, информация об особых условиях проектирования,
график выполнения проекта и перечень необходимой литературы содержатся в
индивидуальном бланке-задании на курсовой проект.
Варианты заданий составляются на базе стандартных ядерных реакторов,
эксплуатируемых или проектируемых для использования на отечественных и
зарубежных АЭС.
Пример сводной таблицы вариантов для выдачи заданий на курсовое проектирование приведен в Приложении.
9
4.4. Структура дисциплины по разделам и видам учебной деятельности
Таблица 1. Структура дисциплины по разделам, формам организации и контроля обучения
№
Название раздела
Аудиторная работа, час.
СРС, Ито- Формы
п/п
го
контроля
Лекции Лабор. Практ. час.
занятия занятия
1
2
3
4
5
6
7
8
9
Введение
Реакторные материалы
Конструкторские и
теплогидравлические характеристики ядерных энергетических реакторов
Энерговыделение в
ядерном реакторе и
коэффициенты неравномерности
энерговыделения
Методика
теплогидравлического
расчета реакторов
4
4
Расчет реакторов с
кипящим теплоносителем
Особенности расчета реакторов с неводяным теплоносителем
Прочностные расчеты элементов ядерных реакторов
Основы управления
работой
ядерных
реакторов
4
6
6
2
3
6
13
20
26
2
4
6
8
20
6
4
6
8
24
10
8
22
6
6
20
8
10
20
6
10
4
4
2
4
4.5. Распределение компетенций по разделам дисциплины
10
Отчет по
ЛР №1
Защита
реферата
Отчет по
ИДЗ №1,
2; отчет
по ЛР
№2
Отчеты
по ИДЗ
№ 3, 4 ;
отчет по
ЛР №3;
КР №1
Отчет по
ИДЗ №5,
6
Отчет по
ИДЗ №7;
отчет по
ЛР №4
Отчет по
ИДЗ №8;
КР №2
Распределение по разделам дисциплины планируемых результатов обучения по
основной образовательной программе, формируемых в рамках данной дисциплины и указанных в пункте 3.
Таблица 2
Распределение по разделам дисциплины планируемых результатов обучения
1
2
3
4
5
6
7
8
9
4.2.1
4.2.2
4.2.3
4.2.4
4.2.5
4.2.6
4.2.7
4.2.8
4.2.9
Х
ПСК-1.15
ПСК-1.10
ПСК.1.5
ПСК.1.3
ПСК.1.1
ОК-7
ОК-6
Формируемые компетенции
ОК-4
№ Разделы
дисциплины
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
Х
5. Образовательные технологии
Для достижения планируемых результатов освоения дисциплины применяются образовательные технологии, сочетающие методы и формы организации обучения, приведенные в матрице (табл. 3).
Таблица 3.
Методы и формы организации обучения (ФОО)
ПракЛабоФОО
тичераторТреЛекции
ские
СРС
ные ранинг
Методы
занятия
боты
IT-методы
Работа в команде
Обучение на основе опыта
Опережающая самостоятельная работа
X
X
X
X
X
X
X
X
X
11
Проектный метод
Поисковый метод
Исследовательский
метод
X
X
X
X
X
X
6. Организация и учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов
6.1. Виды и формы самостоятельной работы студентов
Самостоятельная работа студентов включает следующие виды
деятельности студентов:
 текущую СРС, направленную на углубление и закрепление знаний
студента, развитие практических умений с использованием IT-методов,
опережающей самостоятельной работы, проектного и поискового метода;
 творческую проблемно-ориентированную самостоятельную работу
(ТСР), ориентированную на развитие интеллектуальных умений, комплекса
универсальных, профессиональных и специализированных компетенций,
повышение творческого потенциала студентов. ТСР по дисциплине включает
следующие виды работ по основным проблемам курса:
- поиск, анализ, структурирование и презентация информации;
- выполнение расчетных работ.
6.2.
Содержание самостоятельной работы студентов по дисциплине
6.2.1. Вопросы и разделы, выносимые на самостоятельную проработку
Раздел 2. Реакторные материалы
Топливные материалы и их сравнительные характеристики.
Раздел 3. Конструкторские и теплогидравлические характеристики ядерных
энергетических реакторов)
Конструкция твэлов, кассет, внутрикорпусных устройств, корпуса,
уплотнение крышки с корпусом реактора ВВЭР.
Тенденции развития ВВЭР.
Конструкция твэлов, тепловыделяющих сборок, технологических каналов, узлов активной зоны реактора РБМК.
Особенности конструкции тяжеловодных реакторов.
Раздел 4. Энерговыделение в ядерном реакторе и коэффициенты неравномерности энерговыделения
Выделение тепла в замедлителе и стержнях СУЗ. Энерговыделение во
внутрикорпусных устройствах, корпусе реактора. Тепловая защита.
12
Механические коэффциенты. Значения коэффициентов неравномерности
для реакторов различных типов (ВВЭР,РБМК, БН).
Раздел 5. Методика теплогидравлического расчета реакторов
Гидравлические потери при омывании однофазным теплоносителем. Потери давления при кипении теплоносителя.
Физическое профилирование. Гидравлическое профилирование. Принципы и способы гидравлического профилирования. Расчет профилирования расхода.
Раздел 6. Расчет реакторов с кипящим теплоносителем
Способы организации циркуляции в кипящих реакторах.
Методика проведения теплового расчета кипящих реакторов с естественной циркуляцией.
Критерии надежности циркуляции. Теплогидравлическая устойчивость
режимов одиночного канала и системы параллельных каналов.
Раздел 7. Особенности расчет реакторов с неводяным теплоносителем
Особенности расчета газовых реакторов с шаровыми твэлами. Инженерные проблемы использования гелия.
Удельные тепловыделения и проблемы теплоотвода в быстрых реакторах.
Раздел 8. Прочностные расчеты элементов ядерных реакторов
Определения напряжений и деформаций. Расчет термических напряжений. Учет пластичности и ползучести.
Раздел 9. Основы управления работой ядерных реакторов
Анализ возможных аварийных ситуаций. Средства предотвращения аварий. Конструктивные решения по обеспечению ядерной и радиационной безопасности реакторов в аварийных ситуациях. Реакторы с внутренними присущими свойствами безопасности.
6.2.2. Контроль самостоятельной работы
Оценка результатов самостоятельной работы организуется как единство
двух форм: самоконтроль и контроль со стороны преподавателя.
Для текущего контроля в течение семестра предусматривается:
 результаты выполнения лабораторных, индивидуальных расчетных
заданий и опрос при их защите;
 автоматизированное тестирование по тематике самостоятельной работы;
 2 контрольные работы по материалам лекций и практических занятий
с целью проведения рейтинговой аттестации.
13
6.2.3. Учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов
Для использования при самостоятельной работе студентов рекомендуются следующие образовательные ресурсы:
6.2.3.1. Методические указания к выполнению лабораторных и практических работ
 Воробьев А.В. Методуказания к лабораторной работе «Исследование
динамических процессов в РУ РБМК-100»;
 Воробьев А.В. Методуказания к лабораторной работе «Исследование
динамических процессов в РУ ВВЭР»;
6.2.3.2. Программное обеспечение:

демонстрационная тренажер-программа “ЯЭР энергоблока ВВЭР1000”;

демонстрационная тренажер-программа “ЯЭР энергоблока БН-600”;

«TABL1» - программа определения термодинамических и теплофизических параметров воды и водяного пара;

WaterSteamPro – программа теплофизических и термодинамических
свойств теплоносителей.
6.2.3.3. Internet-ресурсы:
Росатом, Госкорпорация (полный цикл в сфере атомной энергетики и
промышленности, Москва) http://www.rosatom.ru/
«Концерн Росэнергоатом», ОАО (компания, эксплуатирующая АЭС
России, Москва) http://www.rosenergoatom.ru/
Атомстройэкспорт, ЗАО (строительство и эксплуатация АЭС за рубежом,
Москва) http://www.atomstroyexport.ru/
ИБРАЭ — Институт проблем безопасного развития атомной энергетики
РАН (Москва) http://www.ibrae.ac.ru/
ВНИИАМ — Всероссийский научно-исследовательский институт
атомного энергетического машиностроения (ОАО «ВНИИАМ»)
http://www.vniiam.ru/
Информационный портал о радиационной обстановке на объектах
российской атомной отрасли http://www.russianatom.ru/
Пресс-центр атомной энергетики и промышленности
http://www.minatom.ru
Nuclear.Ru (информационно-аналитический портал для специалистов
атомной отрасли) http://www.nuclear.ru/
Atominfo.Ru (информационно-аналитический сайт для специалистов
атомной отрасли) http://www.atominfo.ru/
14
7. Средства (ФОС) текущей и итоговой оценки качества освоения дисциплины
7.1. Формы оценки качества
В качестве основной формы контроля по дисциплине предусмотрен: экзамен в восьмом семестре и дифзачет (КП) в девятом семестре. В качестве текущего контроля в процессе изучения теоретического материала дисциплины
предусматривается проверка усвоения отдельных разделов посредством письменных контрольных работ и диагностическое тестирование.
Для текущего контроля в течение семестра предусматривается:
- входной контроль на отдельных лекциях по ранее рассмотренному материалу;
- диагностический тестовый контроль на отдельных лекциях;
- две контрольные работы в 8 семестре по материалам лекций с целью
проведения рейтинговой аттестации в конце каждого месяца;
- анализ результаты выполнения лабораторных, индивидуальных расчетных заданий и опрос при их защите;
- результаты защиты курсового проекта.
В расчет рейтинговой оценки идут оценки отлично, хорошо, удовлетворительно, полученные за выполненные контрольные работы. Перечень вопросов для каждой контрольной прилагается к программе.
За практические и лабораторные занятия баллы ставятся согласно рейтинг-плана.
В течение семестра студент должен набрать минимум баллов, необходимый для допуска к сдаче экзамена, при условии выполнения и защиты всех заданий, лабораторных работ и написании всех контрольных работ. Итоговый
рейтинг определяется суммированием баллов текущей оценки в течение семестра и баллов итоговой аттестации в конце семестра по результатам экзамена. За сдачу экзамена ставятся баллы в соответствии с положением рейтинговой
системы.
7.2. Примеры содержания фонда оценочных знаний
7.2.1. Примеры тестов входного контроля
Укажите верную запись закона Фурье
 Q  к  F  t
дt
 q  
дn
дt
  Q     dF  d
дn
 Q    tc  tж  F
15
Какой материал из перечисленных имеет наибольший коэффициент теплопроводности?
 Сталь углеродистая
 Сталь нержавеющая
 Медь стекло
Что характеризует критери Рейнольдса?
 Способность тела проводить теплоту
 Теплообмен при движении жидкости
 Величину подъемной силы
 Соотношение силы инерции и силы молекулярного трения
7.2.2. Примеры тестов для текущего контроля
Укажите правильный набор признаков, характеризующих реактор РБМК.
 графит-замедлитель, тяжелая вода-теплоноситель
 тяжелая вода-замедлитель, легкая вода-теплоноситель
 графит-замедлитель, кипящая вода-теплоноситель
 графит-замедлитель, тяжелая вода-теплоноситель
Укажите основной недостаток двуокиси урана, как топлива ЯЭР?
 низкая теплопроводность
 малая концентрация делящегося вещества
 химическая нестабильность
 низкая температура плавления
С каким из газов реакторный графит имеет полную совместимость?
 с гелием
 с воздухом
 с водяным паром
 с азотом
7.2.3. Примеры вопросов к контрольным работам
1. Принципиальное устройство ядерного реактора (ЯР). Основные элементы, их назначение.
2. Требования к ЯР
3. Классификация ядерных реакторов.
4. Реакторы, охлаждаемые водой под давлением. Принципиальная конструкция, достоинства и недостатки.
16
5. Реакторы с кипящей водой. Принципиальная конструкция (схема циркуляции теплоносителя), достоинства и недостатки.
6. Реакторы на быстрых нейтронах. Принципиальная конструкция, достоинства и недостатки.
7. Канальные водографитовые реакторы. Принципиальная конструкция, достоинства и недостатки.
8. Реакторы атомных станций теплоснабжения. Принципиальная конструкция (схема циркуляции теплоносителя), достоинства и недостатки.
9. Тепловыделяющая сборка (ТВС): требования, принципиальные конструкции.
10. Особенности конструкции ТВС реактора типа РБМК.
11. Особенности конструкции ТВС реактора типа ВВЭР.
12. Особенности конструкции ТВС реактора типа БН.
13. Тепловыделяющий элемент (твэл): требования, принципиальные конструкции.
14. Особенности конструкции стержневых твэлов. Область применения, материалы, параметры.
15. Шаровые твэлы: область применения, материалы, параметры.
16. Специфические требование, предъявляемые к реакторным материалам.
17. Топливные материалы и их сравнительные характеристики.
18. Двуокись урана в качестве топлива ЯР. Область использования, достоинства и недостатки.
19. Силицид урана в качестве топлива ЯР. Область использования, достоинства и недостатки.
20. Металлический уран в качестве топлива ЯР. Область использования, достоинства и недостатки.
21. Стали и сплавы для изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов),
тепловыделяющих сборок (ТВС).
22. Цирконий и его сплавы. Область использования, достоинства и недостатки.
23. Нержавеющая сталь. Область использования, достоинства и недостатки.
24. Материалы корпусов ядерных реакторов.
25. Реакторный графит. Область использования, достоинства и недостатки.
7.2.4. Примеры экзаменационных билетов по дисциплине
“Ядерные энергетические реакторы”.
ЭКЗАМЕНАЦИОННЫЙ БИЛЕТ № 1
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕпо дисциплине Ядерные энергетические реакторы
СКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
Энергетический институт
курс 4
1. Принципиальная конструкция ЯР типа ВВР с кипящим теплоносителем. Рис.
2. Классификация ЯР по изотопному составу, по химическому и агрегатному состоя17
нию топлива. Примеры.
3. Виды и причины локальных неравномерностей. Коэффициенты локальной неравномерности.
4. Составляющие энергии деления. Формула.
Составил:
Утверждаю: Зав. кафедрой АТЭС
__ _______ 2011 г.
C.А. Беляев
Л.А. Беляев
ЭКЗАМЕНАЦИОННЫЙ БИЛЕТ № 2
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
по дисциплине Ядерные энергетические реакторы
Энергетический институт
курс 4
1. Основные схемы ЯППУ с водографитовыми ЯР. Рис.
2. Классификация ЯР по материалу замедлителя, теплоносителя. Примеры.
3. Характерные участки теплообмена при течении двухфазной смеси. Рисунок.
4. Распределение температуры оболочки и топлива по высоте а.з. при косинусоидальном законе. Общие формулы. Графики.
Составил:
Утверждаю: Зав. кафедрой АТЭС
__ _______ 2011 г.
C.А. Беляев
Л.А. Беляев
8. Учебно-методическое и информационное обеспечение дисциплины
8.1. Основная литература:
1.
Конструкции твэлов, каналов и активных зон энергетических реакторов
[электронный ресурс] : учебное пособие / Г. Н. Колпаков, О. В. Селиваникова;
Национальный исследовательский Томский политехнический университет
(ТПУ). — 1 компьютерный файл (pdf; 4.43 MB). — Томск: Изд-во ТПУ, 2009.
Схема доступа:
http://www.lib.tpu.ru/fulltext2/m/2012/m126.pdf.
2.
Тепломассообмен в ядерных энергетических установках : учебное пособие для вузов / П. Л. Кириллов, Г. П. Богословская. — 2-е изд., перераб.. —
Москва: ИздАт, 2008. — 256 с.: ил.. — Библиогр.: с. 250. — Условные обозначения: с. 5-8.. — ISBN 978-5-86656-210-7.
3.
Бойко, Владимир ИльичТопливные материалы в ядерной энергетике
[Электронный ресурс] : учебное пособие / В. И. Бойко, Г. Н. Колпаков, О. В.
Селиваникова; Томский политехнический университет (ТПУ). — 1 компьютерный файл (pdf; 5,4 MB). — Томск: Изд-во ТПУ, 2008.
18
Схема доступа:
http://www.lib.tpu.ru/fulltext2/m/2010/m144.pdf
8.2. Дополнительная литература
1.
Никулин, Сергей Анатольевич Циркониевые сплавы для ядерных энергетических реакторов. Жаропрочные и радиационностойкие материалы : учебное
пособие / С. А. Никулин; Московский государственный институт стали и сплавов (МИСиС). — Москва: Учеба, 2007. — 92 с.: ил.. — Библиогр.: с. 91..
2.
Беденко, Сергей Владимирович Основы управления нейтронным полем в
ядерном реакторе : учебное пособие / С. В. Беденко, В. Н. Нестеров, И. В. Шаманин; Томский политехнический университет (ТПУ). — Томск: ТМЛ-Пресс,
2008. — 173 с.: ил.. — Библиогр.: с. 172.. — ISBN 5-91302-042-Х.
3.
Лелеков, Владимир Иванович Материалы ядерной энергетики : учебное
пособие / В. И. Лелеков, Г. В. Томаров. — Москва: Изд-во МГОУ, 2011. — 40
с.. — Библиогр.: с. 39-40.. — ISBN 978-5-7045-1035-2.
4.
Карначук, Виктор Иванович Системы автоматического выравнивания
нейтронного потока в ядерных реакторах [Электронный ресурс] : учебное пособие / В. И. Карначук; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ). — 1 компьютерный файл (pdf; 7.27 MB). — Томск:
Изд-во ТПУ, 2009. — Заглавие с титульного экрана. — Электронная версия печатной публикации. — Доступ из корпоративной сети ТПУ. — Системные требования: Adobe Reader..
Схема доступа:
http://www.lib.tpu.ru/fulltext2/m/2012/m144.pdf
5.
Тепловые и атомные электростанции : справочник / под ред. А. В. Клименко, В. М. Зорина. — 4-е изд., стер.. — Москва: Изд-во МЭИ, 2007. — 648 с.:
ил.. — Теплоэнергетика и теплотехника: справочная серия: в 4 кн.; Кн. 3. —
Библиогр.: с. 639. — Предметный указатель: с. 640-644.. — ISBN 978-5-38300018-2.
8.3. Программное обеспечение и Internet-ресурсы:

Росатом, Госкорпорация (полный цикл в сфере атомной энергетики и
промышленности, Москва) http://www.rosatom.ru/

«Концерн Росэнергоатом», ОАО (компания, эксплуатирующая АЭС
России, Москва) http://www.rosenergoatom.ru/

Атомстройэкспорт, ЗАО (строительство и эксплуатация АЭС за рубежом,
Москва) http://www.atomstroyexport.ru/

ИБРАЭ — Институт проблем безопасного развития атомной энергетики
РАН (Москва) http://www.ibrae.ac.ru/

НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля (Москва) http://www.nikiet.ru/

Всероссийский научно-исследовательский институт атомного
энергетического машиностроения (ОАО «ВНИИАМ») http://www.vniiam.ru/
19
20
№
варианта
Приложение
Базовая таблица исходных данных к курсовому дисциплине “Ядерные энергетические установки”
pср
ТеплоРешетка,
,
tвых , ºС
Qр ,
Прототип
Замедtвх , ºС
носикассета,
МВт/м Топливо
( pвых )
реактора
литель
3
( xвых )
МВт
тель
твэл
МПа
0
КЛТ-40
150
75
UO2
H2O
H2O
15
322
285
1
КЛТ-40
100
70
UO2
H2O
H2O
13
315
278
2
РБМК-1000
4800
прототип
UO2
С
H2O
7
(0,15)
прототип
3
ВВЭР-1000
3780
110
UO2
H2O
H2O
16
322
290
4
ВПБЭР-600
1400
80
UO2
H2O
H2O
16
325
295
5
ВПБЭР-600
800
70
UO2
H2O
H2O
12
298
272
6
АСТ-500
500
30
UO2
H2O
H2O
1,6
ts
7
АСТ-500
300
25
UO2
H2O
H2O
1,2
ts
прототип
прототип
8
ВВЭР-440
1375
85
UO2
H2O
H2O
12,5
300
269
9
ВВЭР-440
900
80
UO2
H2O
H2O
11
295
265
шестигранная, чехольная,
стержневой
шестигранная, чехольная,
стержневой
сложная,
канальная, стержневой
шестигранная, бесчехловая,
стержневой
шестигранная, чехольная,
стержневой
шестигранная, чехольная,
стержневой
шестигранная, чехольная,
стержневой
шестигранная, чехольная,
стержневой
шестигранная, бесчехольная, стержневой
шестигранная, бесчехольная, стержневой