скачать МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ МОСКОВСКИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ (ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ) ИНСТИТУТ ТЕПЛОВОЙ И АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (ТАЭ) ___________________________________________________________________________________________________________ Направление подготовки: 140100 Теплоэнергетика и теплотехникаПрофиль(и) подготовки: Тепловые электрические станции; Технология воды и топлива на тепловых и атомных электрических станциях; Автоматизация систем управления тепловыми процессами, Теоретические основы теплотехники, Котельные установки и экология энергетики. Квалификация (степень) выпускника: бакалавр Форма обучения: очная ^ “ ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ ”
Москва - 2010 ^ Целью дисциплины является изучение нейтронно- физических основ и технологий атомной энергетики, безопасности ее использования, современного состояния и перспектив развития для последующего использования при исследовании, проектировании, конструировании, эксплуатации монтаже, ремонте и модернизации технических средств по производству теплоты, электрической энергии и автоматизации процессов на атомных электрических станциях (АЭС). По завершению освоения данной дисциплины студент способен и готов:
результатов с привлечением соответствующего математического аппарата (ПК-18). Задачами дисциплины являются
^ Дисциплина относится к вариативной части профессионального цикла Б.3 основной образовательной программы подготовки бакалавров по всем профилям направления 140100 “Теплоэнергетика и теплотехника”Дисциплина базируется на следующих дисциплинах: "Математика", "Физика", "Физика специальная". Знания, полученные по освоению дисциплины, необходимы при выполнении бакалаврской выпускной квалификационной работы и подготовке магистров в дисциплинах основной образовательной программы. ^ В результате освоения учебной дисциплины, обучающиеся должны демонстрировать следующие результаты образования: Знать:
Уметь:
Владеть:
^ 4.1 Структура дисциплины Общая трудоемкость дисциплины составляет 3 зачетных единицы, 108 часов.
^ 4.2.1. Лекции: 1. Общие вопросы применения ядерной энергии Ядерная энергетика в энергетическом балансе. Современное состояние атомной энергетики и перспективы развития. Оценка энергоресурсов России. Планы развития ядерной энергетики России. Технологии атомной энергетики нового поколения. Топливный цикл ядерной энергетики. Схема открытого и замкнутого ядерных топливных циклов для реакторов на тепловых нейтронах. Технологии и предприятия цикла. Экологическая и радиационная безопасность. Принципиальные схемы ядерных реакторов на тепловых нейтронах: корпусных реакторов с водой под давлением, корпусных и канальных реакторов с кипящей водой. Тепловыделяющие сборки и ТВЭЛ реактора ВВЭР-1000 реактора РБМК-1000. Типы атомных электрических станций (АЭС). Основные компоненты и системы энергоблоков . Технологические схемы производства электроэнергии на АЭС с ВВЭР и РБМК. ^ Нейтронный цикл в реакторе. Гомогенный и гетерогенный реакторы. Формула 4-х сомножителей. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Утечка нейтронов. Возможность получения самоподдерживающейся цепной реакции на быстрых и тепловых нейтронах. Роль запаздывающих нейтронов. Критическое и подкритическое состояние реактора. Методы изменения реактивности. Перегрузки топлива. Ядерная безопасность. Контроль, управление и защита ядерных энергетических установок. Конверсия и воспроизводство топлива в ядерных реакторах. 3. Эксплуатационные и аварийные режимы АЭС. Эксплуатационные режимы АЭС. Режимы пуска и останова энергоблоков АЭС. Физический и энергетический пуски ЭБ АС. Основные правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности. Переходные режимы энергоблоков. Процессы изменения мощности энергоблоков. Нестационарное ксеноновое отравление при переходных режимах. Маневренные характеристики энергоблоков АЭС. Обеспечение надежности реактора при переменных нагрузках. Накопление термоусталостной повреждаемости. Регулировочный диапазон. Режимы работы энергоблоков при их участии в регулировании частоты и противоаварийном управлении энергосистемами Причины возникновения аварийных режимов. Аварийные ситуации и аварийные режимы. Культура безопасности. Аварийные режимы энергоблоков АЭС. Характерные причины аварийных ситуаций. Особенности аварийных ситуаций реакторов на быстрых нейтронах. Аварийные защиты и системы обеспечения безопасности реакторов ВВЭР и РБМК. Аварии с нарушением отвода теплоты от активной зоны. Аварии с потерей теплоносителя. Максимальная проектная авария. Безопасность атомных станций с ВВЭР. Принципы обеспечения ядерной безопасности. ^ Классификация ядерных реакторов. Судовые и космические ядерные энергетические установки. Передвижные и блочно-транспортабельные ЯЭУ. Проектные и технические решения. Сравнительные характеристики АЭС с ВВЭР-1000, АЭС-2006 и АЭС-2010 Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Развитие реакторов. Реакторы БН-600, БН-800. Корпус реактора и внутрикорпусные устройства. Активная зона и зона воспроизводства. Технические средства обеспечения безопасности. Компоновка оборудования. Реакторы, охлаждаемые газом. Ядерные реакторы нового поколения - с водой под давлением, бассейновые, канальные, с жидкометаллическим теплоносителем (натрием, свинцом-висмутом, свинцом), модульные, охлаждаемые газом с использованием газовой турбины. 5. ^ Контроль и диагностика реакторов ВВЭР большой мощности. Система контроля, управления и диагностики. Новое поколение систем внутриреакторного контроля на ВВЭР-1000. Механизмы гидродинамического возбуждения вибраций в конструкции. Шумовая диагностика. Состав измерительных средств при проведении пусконаладочных измерений. Периодичность эксплуатационного контроля. Системы оперативной диагностики. Акустические характеристики теплоносителя реакторных установок. Скорость звука в двухфазных средах. Моделирование динамических процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР – 1000. Диагностирование и прогнозирование областей виброакустических резонансов при эксплуатации ядерных энергетических установок. Частота акустических колебаний теплоносителя, добротность и полоса пропускания. Системы диагностирования, прогнозирования и управления технологическими процессами ЯЭУ. ^ Экономические аспекты использования ядерной энергии. Составляющие издержек производства электроэнергии на АЭС. Снятие АЭС с эксплуатации. Экономические последствия тяжелых аварий. Социальные аспекты развития ядерной энергетики. Источники радиоактивного загрязнения. Захоронение радиоактивных отходов АЭС. Совершенствование проектных и конструкторских решений, эксплуатации и повышения безопасности. Управление сроком службы ЯЭУ. Дезактивация технологического оборудования, зданий и сооружений. ^ : 6 семестр Ядерный реактор как источник энергии и ионизирующего излучения. Атом, атомное ядро, атомная энергия. Задачи с решениями. Цепная реакция коэффициент размножения реактивность. Задачи с решениями. Мощность реактора. Энерговыделение в активной зоне. Задачи с решениями. Ионизирующие излучения реактора. Задачи с решениями. Физические процессы, сопровождающие работу реактора. Выгорание, шлакование и воспроизводство горючего. Задачи с решениями ^ : «Лабораторные работы учебным планом не предусмотрены».) 4.4. Расчетные задания: «Расчетные задания учебным планом не предусмотрены». 4.5. Курсовые проекты и курсовые работы: «Курсовой проект (курсовая работа) учебным планом не предусмотрен». ^ Лекционные занятия проводятся в форме лекций с использованием презентаций и видео роликов. Презентации лекций содержат большое количество фотоматериалов. ^ проводятся как в традиционной форме, так и с использованием презентаций с последующим обсуждением. Самостоятельная работа включает подготовку к контрольным работам, оформление реферата и подготовку его презентации к защите, подготовку к зачету. ^ Для текущего контроля успеваемости используются, контрольные работы, устный опрос, презентация реферата. Аттестация по дисциплине – зачет. Оценка за освоение дисциплины, определяется как соотношение весовых коэффициентов различных видов текущего контроля. Оценка рассчитывается из условия: 0,4(среднеарифметическая оценка за контрольные) + 0,3оценка за реферат + 0,3оценка на зачете. В приложение к диплому вносится оценка за 6 семестр ^ 7.1. Литература: а) основная литература: Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы: Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1984. 280 с. Нигматулин И. Н., Нигматулин Б. И. Ядерные энергетические установки: Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат 1986. 168 с. Проскуряков К.Н., Использование виброакустических шумов для диагностики технологических процессов в АЭС. – М.: Изд-во МЭИ, 1999 – 68 с. Тевлин С.А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000. М: Изд-во МЭИ, 2002. 344 с. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М: Энергоиздат, 1981. 288 c. б) дополнительная литература: АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. /Андрушечко С. А., Афров А. М., Васильев Б. Ю. и др.//Изд-во: Логос, 2010. 488 с. ^ Для обеспечения освоения дисциплины необходимо наличие учебной аудитории, снабженной мультимедийными средствами для представления презентаций лекций и показа учебных фильмов. Программа составлена в соответствии с требованиями ФГОС ВПО и с учетом рекомендаций ПрООП ВПО по направлению подготовки 140100 «Теплоэнергетика и теплотехника»: ПРОГРАММУ СОСТАВИЛ: д.т.н., профессор Проскуряков К.Н. "СОГЛАСОВАНО": Директор ИТАЭ д.т.н. профессор Комов А.Т. "УТВЕРЖДАЮ": д.т.н. профессор Блинков В.Н.
|