Ядерные энергетические реакторы
.pdf
|
36.Сечения взаимодействия в четырехгрупповом методе |
|
|
|||||||||
|
37.Тяжеловодные реакторы |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
38.Легководные реакторы |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
39.РБМК |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
40.BWR |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
41.Реакторы с гелиевым теплоносителем |
|
|
|
У |
|||||||
|
42.Быстрый натриевый реактор |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
43.Цели программы реакторов четвертого поколения |
Т |
||||||||||
|
44.Топливо на основе микротвэлов |
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
45.Жидкосолевые реакторы |
|
|
|
|
Н |
|
|||||
|
46.ВВЭР-440 |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
47.ВВЭР-1000 |
|
|
|
|
Б |
|
|
||||
|
48.ВВЭР-1200 |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
49.ВВЭР ТОИ |
|
|
|
й |
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
50.Самозащищенность активной зоны ВВЭР |
|
|
|
|
|||||||
|
51.Ядерная безопасность ВВЭР |
и |
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
52.Авария с потерей теплоносителя |
|
|
|
|
|
||||||
|
53.Авария с потерей электроп тан я |
|
|
|
|
|
||||||
|
54.Мощностной ряд АЭС |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
58.Топливная табле каосновы |
|
|
|
|
|
|
|||||
|
55.Нейтронно-физичесике |
|
уп авления реактором |
|
|
|||||||
|
56.Двуокись урана |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
57.Выход продук ов деленияр |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
59.Циркониевые сплавы |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
||
|
60.Температура топл ва |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
61. |
Выгорающ |
й поглотитель |
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
62. Гад линий |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
63. Св йства выгорающего поглотителя |
|
|
|
|
|||||||
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
64. Цель использования выгорающего поглотителя |
|
|
|
||||||||
Р |
65. Обогащение и глубина выгорания топлива |
|
|
|
||||||||
п66.Обогащение и экономичность ВВЭР |
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
||||||||
67.МОКС топливо
68.Металлический уран как топливо
69.Охлаждение ПЭЛ СУЗ
70.Скорость действия ПЭЛ СУЗ
71.Технология обогащения
72.Остаточное тепловыделение
73. Геометрическая стабильность ТВС
74.Повышение ураноемкости ТВС
211
75.Перспективные топливные композиции
76.Активна зона реактора
|
77.Движение теплоносителя в реакторе |
|
|
|
|
||||||
|
78.Контроль нейтронного потока |
|
|
|
|
|
|||||
|
79.Контроль температуры |
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
80. |
Неравномерность энерговыделения в реакторе |
|
|
У |
||||||
|
81.Аварийный ввод бора |
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
82. |
Движение кластера ПЭЛ в АЗ |
|
|
|
Т |
|||||
|
83.Средства отвода остаточного тепловыделения |
|
|||||||||
|
|
|
|
||||||||
|
84.Радиоактивность теплоносителя |
|
|
Н |
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
85.Борное регулирование и выгорающий поглотитель |
|
|
||||||||
|
86. |
Теплофизические эффекты при пуске РУ |
Б |
|
|
||||||
|
87. |
Загрузка топлива в РУ |
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
88. |
Бассейн выдержки |
|
|
й |
|
|
|
|||
|
89. |
Барьеры безопасности |
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
90.Обращение с отработавшим топливом |
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
||
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
212
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
213
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
214
|
|
|
|
|
ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА |
|
|
|
||||||
|
Рабочая программа «Ядерные энергетические реакторы» разработана в |
|||||||||||||
соответствии |
с |
учебным |
планом и учебной программой |
специальности |
||||||||||
1-43 01 08 «Паротурбинные установки атомных электрических станций». |
||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
Цель изучения курса – освоение фундаментальных законов и методик |
|||||||||||||
|
расчета ядерных энергетических реакторов (ЯЭР). |
Т |
||||||||||||
|
Задача освоения курса – дать будущему инженеру теплоэнергетику |
|||||||||||||
общие |
представления |
|
о |
ядерных |
энергетических реакторах (ЯЭР), |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
||
рассмотреть основные понятия и определения характеристик и элементов |
||||||||||||||
ЯЭР, объяснить основные физические процессы, |
происходящие в ЯЭР, |
|||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
|
рассмотреть особенности работы ядерного реактора, а также познакомить с |
||||||||||||||
современными тенденциями в развитии ЯЭР. |
|
|
|
|
|
|||||||||
|
Связь курса с другими дисциплинами. Для изучения курса необходимы |
|||||||||||||
знания, |
полученные в |
|
общенаучных |
и общеинженерных |
|
дисциплинах |
||||||||
учебного |
|
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
плана, а также специальных курсах «Парогенераторы АЭС», «Турбины |
|||||||||||||
АЭС», |
«Вспомогательное |
обо удованйе АЭС» и «Кинетика ядерных |
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
оче |
|
|
|
|
|
|
|
|
реакторов». |
В |
свою |
|
|
едь сведен я, полученные при изучении |
|||||||||
дисциплины, используются в ку се «Атомные электрические станции» и при |
||||||||||||||
дипломном проектировании. р |
|
|
|
|
|
|
||||||||
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
В |
резуль а е |
|
св ения дисциплины «Ядерные |
энергетические |
||||||||
реакторы» студент должен: |
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
знать: |
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
го |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
– основные |
сточн ки научно-технической информации по материалам |
||||||||||||
конструир вания современных ядерных энергетических реакторов; |
||||||||||||||
|
– ринцип работы, состав, принципиальную компоновку современного |
|||||||||||||
е |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
энергетическ |
|
ядерного |
реактора и |
физические |
особенности различных |
|||||||||
ти ов р акторов; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
Р |
п– виды ядерного топлива, используемого для загрузки активных зон |
|||||||||||||
|
||||||||||||||
р акторов различных типов, особенности топливных загрузок, эффекты реактивности.
уметь:
|
|
|
осуществлять |
|
|
поиск, |
|
анализировать |
|
научно-техническую |
|||||||||||
|
|
|
|
информацию и выбирать оптимальный вариант реактора для |
|||||||||||||||||
|
|
|
|
ядерного энергоблока; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||
|
|
выбирать конструкционные материалы для изготовления основных |
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
элементов ядерного энергоблока; |
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||
|
|
анализировать информацию о новых конструкциях энергетических |
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
|
|
|
|
ядерных энергоблоков и технологиях изготовления активных зон |
|||||||||||||||||
|
|
|
|
реакторов; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
||||
|
|
владеть: |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
навыками дискуссии по профессиональной тематике; |
|
|
|||||||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Н |
|
|
|||
|
|
терминологией в области конструирования современных ядерных |
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
энергоблоков; |
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
||||||
|
|
|
навыками поиска информации о методиках расчёта современного |
||||||||||||||||||
|
|
|
|
ядерного энергоблока; |
|
|
полученной |
|
|
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
информацией о технических параметрах оборудования в целях его |
|||||||||||||||||||
|
|
|
|
использования при конструировании новых ядерных энергоблоков; |
|||||||||||||||||
|
|
|
навыками |
применен я |
|
|
|
|
|
информации |
при |
||||||||||
|
|
|
|
проектировании |
современных |
ядерных энергоблоков. |
|
|
|||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
Методы (технол гии) бученияи |
|
|
|
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
методами |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
Основными |
|
|
|
(техн логиями) |
обучения, |
отвечающими целям |
|||||||||||||
изучения дисциплины «Ядерные энергетические реакторы», являются: |
|
||||||||||||||||||||
|
− |
элементы |
|
проблемного |
обучения, |
реализуемые |
на |
лекционных |
|||||||||||||
|
|
|
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
занятиях; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
− |
элементы |
учебно- |
сследовательской деятельности, |
реализуемые |
при |
|||||||||||||||
|
|
сам ст ятельнойиработе; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||||
|
п |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
− |
дискуссии, |
|
реализуемые |
на |
практических |
занятиях и |
студенческих |
|||||||||||||
|
|
к нференциях; |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||
е |
роектные технологии, |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||||||||
|
− |
|
используемые |
при |
проектировании ядерных |
||||||||||||||||
Р |
|
эн ргетических установок, реализуемые при выполнении курсового |
|||||||||||||||||||
|
проекта. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
Организация самостоятельной работы студентов
При изучении дисциплины используются следующие формы самостоятельной работы:
216
–контролируемая самостоятельная работа в виде решения индивидуальных задач в аудиториях во время проведения практических занятий под контролем преподавателя в соответствии с расписанием;
–подготовка курсового проекта по индивидуальным заданиям.
Диагностика компетенций студента |
|
|
|
|
У |
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
Оценка уровня знаний студента производится по десятибалльной шкале. |
|||||||||||
Для оценки достижений студента используется следующий |
|
|
|||||||||
диагностический инструментарий: |
|
|
|
|
|
Т |
|||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
– устный опрос во время практических занятий; |
Н |
|
|
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
– проведение текущих контрольных работ по отдельным темам; |
|
||||||||||
– защита выполненных на практических занятиях индивидуальных |
|||||||||||
заданий; |
|
|
|
|
|
Б |
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||
– сдача зачета; |
|
|
й |
|
|
|
|
||||
– защита курсового проекта; |
|
|
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
– сдача экзамена. |
|
и |
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
СОДЕРЖАНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ |
|
|
|
||||||
|
|
|
энергии |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
о |
ВВЕДЕНИЕ |
|
|
|
|
||||
|
Развитие атомной эне гетики в Республике Беларусь. Закон «Об |
||||||||||
использовании атомн й |
|
» в |
|
РБ. Сопоставление |
ЯЭУ с |
||||||
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
энергетическими ус ан вками на |
рганическом топливе. Основные этапы |
||||||||||
развития атомной энерге |
ки в мире, перспективы ее развития. |
|
|
||||||||
|
|
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Принцип альнаятсхема и основные |
|
компоненты ядерного |
реактора. |
|||||||
Классификация ядерных реакторов. Типы ядерных реакторов в зависимости от |
|||||||||||
основных к мп нентов активной зоны. |
|
|
|
|
|
|
|
||||
п |
Тема 1. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ РЕАКТОРОВ ЯЭУ |
|
|||||||||
ядер |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Р |
Атоми ядро. Принцип эквивалентности массы и энергии. Ядерные |
||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
силы: взаимодействие между нуклонами; поверхностные силы и кулоновские |
|||||||||||
силы взаимного отталкивания между протонами. Энергия порога деления |
|||||||||||
|
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.
217
Тема 2. ВОДО-ВОДЯНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕАКТОРЫ
Общие сведения о водо-водяных реакторах. Достоинства и недостатки воды как замедлителя и теплоносителя.
Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) без кипения воды в активной зоне. Принципиальная компоновочная схема, характеристика отдельных узлов и элементов, теплофизические особенности. Этапы развития реакторов типа ВВЭР, их основные показатели, тенденции развития.
|
|
Водо-водяные реакторы с кипением воды в активной зоне (ВК). |
|||||||||||
Достоинства |
и недостатки |
реакторов типа ВК. по |
сравнению |
с ВВЭР. |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
У |
|
Принципиальные компоновочные схемы и характеристика отдельных узлов. |
|||||||||||||
Состояние и перспективы развития реакторов типа ВК. |
|
Т |
|||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
Тема 3. ГРАФИТОВЫЕ И ТЯЖЕЛОВОД ЫЕ РЕАКТОРЫ |
||||||||
|
|
Общая характеристика и разновидности графитовыхН |
|
реакторов. |
|||||||||
Достоинства |
и недостатки |
графитового |
замедлителя, сочетание его с |
||||||||||
топливом и теплоносителем. |
|
|
|
Б |
|
|
|
||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||||||
|
|
Графитовые реакторы с водным теплоносителем, этапы их развития и |
|||||||||||
краткая характеристика. Графитовые реакторыйбольшой мощности кипящие |
|||||||||||||
(РБМК), их конструктивное |
|
млен е |
. теплофизические особенности. |
||||||||||
Основные показатели реакт |
в |
и |
|
|
|
|
|
||||||
РБМК, их достоинства и недостатки по |
|||||||||||||
сравнению с ВВЭР. Тенденции |
|
реакторов типа РБМК. |
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
развития |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Графитогазовые реак |
ры, |
этапы их развития. Краткие сведения о |
|||||||||
магноксовых реакторах наофоприродном уране и усовершенствованных типа |
|||||||||||||
AGR. |
|
|
Высокотемпературныет |
графитогазовые реакторы (ВТГР), их |
|||||||||
особенности и основные характеристики. Состояние и перспективы развития |
|||||||||||||
ВТГР. |
|
|
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
||
|
|
Общаязхарактеристика и разновидности тяжеловодных реакторов. |
|||||||||||
Ком |
|
н вка |
и характеристика |
отдельных |
узлов и |
элементов. |
Основные |
||||||
|
|
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
оказат ли и |
ерспективы развития тяжеловодных реакторов. |
|
|
||||||||||
|
п |
Тема 4. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И |
|
|
|||||||||
е |
|
|
|
||||||||||
|
ЖИДКОТОПЛИВНЫЕ РЕАКТОРЫ |
|
|
|
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Общая характеристика и теплофизические особенности реакторов на быстрых нейтронах. Возможность расширенного воспроизводства, ядерного топлива. Компоновка и конструктивное оформление основных узлов. Тенденции и перспективы развития реакторов на быстрых нейтронах.
218
Жидкотопливные реакторы, их особенности, достоинства и недостатки. Многообразие возможных типов жидкотопливнных реакторов по сочетанию основных компонентов. Состояние и перспективы развития.
Тема 5. ОСНОВЫ ТЕОРИИ РЕКТОРА
Нейтронный поток. Количество взаимодействий нейтронов с ядрами
|
|
|
|
У |
|
вещества активной зоны реактора. Мощность реактора, выраженная через |
|||||
нейтронный поток. Уравнение баланса нейтронов в реакторе. |
Источник, |
||||
|
|
|
Т |
||
поглощение и утечки нейтронов. Материальные и геометрические параметры |
|||||
реактора. |
Эффективный |
коэффициент |
размножения |
|
нейтронов. |
Последовательность решения уравнения реактора.
Тема 6. СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ И СРЕДСТВА ПЕРЕГРУЗКИ |
|||||||||
|
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА |
Н |
|
||||||
|
|
|
|
|
й |
|
|
|
|
Особенности работы ядерного реактора и поддержание критического |
|||||||||
|
|
|
|
и |
|
|
|
|
|
состояния. Внутриреакторные измерения измерениеБсредней мощности. |
|||||||||
Пуск и выключение реактора. Механ змы пр водов системы управления и |
|||||||||
|
|
при |
|
|
|
|
|
||
защиты (СУЗ). Принципиальная схема СУЗ. |
|
|
|
|
|||||
Выгорание |
ядерного |
|
|
ва. Способы и средства перегрузки. |
|||||
Перегрузка на остановленн м и на действующем реакторе. |
Транспортно- |
||||||||
|
т |
|
|
|
|
|
|
|
|
технологические |
операции |
|
|
выгрузке и загрузке |
ядерного |
топлива. |
|||
Вопросы безопаснос при |
выгрузке |
отработавшего и |
хранении |
свежего |
|||||
и |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ядерного топл ва. |
топл |
|
|
|
|
|
|
||
з |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Тема 7. ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЕ В РЕАКТОРЕ И ОРГАНИЗАЦИЯ |
|||||||||
о |
|
|
ТЕПЛООТВОДА |
|
|
|
|
||
Ист чники |
энерговыделения. |
Тепловыделение |
в |
ТВЭЛах. |
|||||
п |
|
Тепл выделение в конструкционных материалах, замедлителях и других |
|
элементах. К эффициенты неравномерности. Способы |
выравнивания |
е |
|
энерговыделения. Профилирование расхода теплоносителя. |
Организация |
т лоотвода из активной зоны и других элементов активной зоны. |
|
Р |
|
Остаточное тепловыделение. |
|
Определение основных исходных данных для теплогидравлического расчета: размеров активной зоны, расхода и скорости теплоносителя, удельных, тепловых нагрузок.
Определение, температурного поля по высоте и сечению элементов ячейки с простейшим стержневым ТВЭЛом. Распределение температуры по
219
сечению топливного сердечника с кольцевым и шаровым ТВЭЛами. Расчет температурного поля по высоте и сечению элементарной ячейки с кольцевым ТВЭЛом при двухстороннем теплоотводе. Определение температурного режима в. каналах с холостым: ходом теплоносителя.
Теплогидравлический расчет высокотемпературных газовых реакторов (ВТГР) с шаровыми ТВЭЛами. Определение температурного поля элементарной ячейки ВТГР со стержневыми ТВЭЛами.
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Т |
|
|
|
Тема 9. ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ КИПЯЩИХ |
||||||
|
|
|
|
|
РЕАКТОРОВ |
|
|
||
|
Определение основных параметров при охлаждении ВЭЛовУкипящей |
||||||||
водой. Отыскание границ между областями с конвективным теплоносителем, |
|||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
Б |
|
поверхностным кипением и областью развитого объемного кипения. |
|||||||||
Методика теплогидравлического расчета канала реактора типа РБМК. |
|||||||||
|
Особенности теплогидравлического расчета кипящихНводо-водяных |
||||||||
|
|
|
|
|
|
|
й |
|
|
реакторов. Взаимосвязь энерговыделения с истинным объемным |
|||||||||
|
|
|
|
|
и |
|
|
||
паросодержанием в активной зоне реактора. Методика теплогидравлического |
|||||||||
расчета реакторов типа ВК. |
р |
|
|
|
|||||
|
|
|
Тема 10. ВОПРОСЫ БЕЗОПАСНОСТИ |
|
|||||
|
Факторы, определяющие потенц альную опасность при эксплуатации |
||||||||
реакторов. Определен е максимально-проектной аварии. Противоаварийные |
|||||||||
ядерных реакторов. Треб вание |
|
изготовлению и монтажу ядерных |
|||||||
|
|
|
т |
|
|
|
|
|
|
реакторов для обеспечения без пасной работы при нормальных режимах |
|||||||||
эксплуатации. Анализ в зм жных аварийных ситуаций для различных типов |
|||||||||
средства. |
з |
|
|
|
|
|
|
||
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
о |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ИНФОРМАЦИОННОи |
-МЕТОДИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ |
|||||
|
п |
|
|
|
|
|
|
||
е |
|
ПРИМЕРНЫЙ ПЕРЕЧЕНЬ ТЕМ ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ |
|||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
||
1. Физико-нейтронные расчеты реакторов с различными замедлителями |
|||||||||
Р |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
2. Т пловой расчет гетерогенного реактора при охлаждении однофазным теплоносителем.
3. Реакторы и технологические схемы ЯЭУ
4. Теплогидравлический расчет кипящих канальных реакторов.
5. Теплогидравлический расчет водо-водяных кипящих реакторов.
6. Теплогидравлический расчет высокотемпературных реакторов с шаровыми твэлами.
7. Расчет органов управления.
220