Рабочая программа учебной дисциплины “ ядерные энергетические установки ” icon

Рабочая программа учебной дисциплины “ ядерные энергетические установки ”



Смотрите также:
Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/1 утверждаю...
Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1 утверждаю...
Программа дисциплины сд...
Программа дисциплины дс...
Программа дисциплины дс...
Программа дисциплины cд...
Программа дисциплины дс...
Программа дисциплины сд...
Программа дисциплины дс...
Программа дисциплины дс...
Рабочая программа учебной дисциплины Физика (0А01) рп фти 1/УД. 011...
Рабочая программа по дисциплине «Энергетические машины и установки» для специальности 160301...



скачать
МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ


МОСКОВСКИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

(ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)


ИНСТИТУТ ТЕПЛОВОЙ И АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (ТАЭ)

___________________________________________________________________________________________________________

Направление подготовки: 140100 Теплоэнергетика и теплотехника



Профиль(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


^ РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

ЯДЕРНЫЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ ”


Цикл:

профессиональный




^ Часть цикла:

вариативная




дисциплины по учебному плану:

Б3.12




^ Часов (всего) по учебному плану:

108




Трудоемкость в зачетных единицах:

3


6 семестр


Лекции

30 час

6 семестр

Практические занятия

15 час

6 семестр

Контрольные работы, реферат

^ 53 час самостоят. работы

6 семестр

Объем самостоятельной работы по учебному плану (всего)

63 час

6 семестр

Зачет

2 час

6 семестр


Москва - 2010

^ 1. ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

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:

  • самостоятельно работать, принимать решения в рамках своей профессиональной деятельности (ОК-7);

  • анализировать различного рода рассуждения, публично выступать, аргументировано вести дискуссию и полемику (ОК-12);

  • анализировать научно-техническую информацию, изучать отечественный и зарубежный опыт по тематике исследования (ПК-6);

  • участвовать в разработке проектной и рабочей технической документации, оформлении законченных проектно-конструкторских работ в соответствии со стандартами, техническими условиями и другими нормативными документами (ПК-10);

  • участвовать в проведении экспериментов по заданной методике и анализу

результатов с привлечением соответствующего математического аппарата (ПК-18).

Задачами дисциплины являются

  • познакомить обучающихся с технологическими процессами при производстве электроэнергии на АЭС;

  • дать информацию о материалах, применяемых для производства элементов реакторов и парогенераторов АЭС;

  • научить принимать и обосновывать конкретные технические решения при последующем конструировании и эксплуатации основного оборудования АЭС.

^ 2. МЕСТО ДИСЦИПЛИНЫ В СТРУКТУРЕ ООП ВПО

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.


^ 3. РЕЗУЛЬТАТЫ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

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

Знать:

  • отечественный и зарубежный опыт создания и эксплуатации ядерных энергетических установок (ОК-7, ПК-6);

  • методы защиты производственного персонала и населения от последствий возможных аварий, катастроф, стихийных бедствий (ПК-5)

  • материалы, применяемые в ядерных энергетических установках, их классификацию и маркировку (ПК-10);

  • источники научно-технической информации (журналы, сайты Интернет) по технологии изготовления основных элементов реакторов и парогенераторов (ПК-17).

  • основы естественнонаучных дисциплин и применять методы математического анализа, моделирования, теоретического, экспериментального исследования (ПК-2);

Уметь:

  • самостоятельно разбираться в нормативных методиках расчета и применять их для решения поставленной задачи (ОК-7);

  • осуществлять поиск и анализировать научно-техническую информацию по ядерным энергетическим установкам и выбирать необходимые решения (ПК-6);

  • выбирать конструкционные материалы для изготовления основных элементов ядерных энергетических установок в зависимости от условий работы (ПК-10);

  • анализировать информацию о новых технологиях изготовления и эксплуатации основных элементов реакторов и парогенераторов ядерных энергетических установок (ПК -17).

  • самостоятельно использовать отечественный и зарубежный опыт создания и эксплуатации ядерных энергетических установок (ОК-7, ПК-6);

Владеть:

  • навыками дискуссии по профессиональной тематике (ОК-12);

  • терминологией в области ядерных энергетических установок (ОК-2);

  • навыками поиска информации об инновационных технологиях, используемых в ядерной энергетике (ПК-6);

  • информацией о технических параметрах оборудования для использования при конструировании и эксплуатации оборудования ядерных энергетических установок (ПК-17 );

  • навыками применения полученной информации при проектировании элементов ядерных энергетических установок (ПК-6).

^ 4. СТРУКТУРА И СОДЕРЖАНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

4.1 Структура дисциплины

Общая трудоемкость дисциплины составляет 3 зачетных единицы, 108 часов.



п/п

Раздел дисциплины.

Форма промежуточной аттестации



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



Общие вопросы применения ядерной энергии



20

6

6

2




12

Контрольная работа

2

Основы ядерной и нейтронной физики


16

6

4

4




8

Подготовка реферата

3

Эксплуатационные и аварийные режимы АЭС.

20

6

6

2




12



Контрольная работа



4

Современное состояние и перспективы развития ядерных энергетических установок

21

6

6

3




12

Подготовка реферата

5

Использование систем диагностирования, прогнозирования и управления технологическими процессами ЯЭУ.

21

6

6

3




12

Контрольная работа

6

Экономические аспекты использования ядерной энергии. Снятие АЭС с эксплуатации

8

6

2

1




5

Контрольная работа




Зачет

2

6

--




--

2

Презентация и защита реферата, зачет




Итого:

108




30

15




63






^ 4.2 Содержание лекционно-практических форм обучения

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.


^ 2. Основы ядерной и нейтронной физики


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.


^ 4. Современное состояние и перспективы развития ядерных энергетических установок (ЯЭУ)


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. ^ Использование систем диагностирования, прогнозирования и управления технологическими процессами ЯЭУ


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.


^ 6. Экономические аспекты использования ядерной энергии. Снятие АЭС с эксплуатации


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.

^ 4.2.2. Практические занятия:

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

^ 4.3. Лабораторные работы: «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».

^ 5. ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ

Лекционные занятия проводятся в форме лекций с использованием презентаций и видео роликов. Презентации лекций содержат большое количество фотоматериалов.

^ Практические занятия 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.

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

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) + 0,3оценка за реферат + 0,3оценка на зачете.

В приложение к диплому вносится оценка за 6 семестр

^ 7. УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ И ИНФОРМАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИН

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.


^ 8. МАТЕРИАЛЬНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

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.









Скачать 136,91 Kb.
оставить комментарий
Дата25.04.2012
Размер136,91 Kb.
ТипРабочая программа, Образовательные материалы
Добавить документ в свой блог или на сайт

Ваша оценка этого документа будет первой.
Ваша оценка:
Разместите кнопку на своём сайте или блоге:
rudocs.exdat.com

Загрузка...
База данных защищена авторским правом ©exdat 2000-2017
При копировании материала укажите ссылку
обратиться к администрации
Анализ
Справочники
Сценарии
Рефераты
Курсовые работы
Авторефераты
Программы
Методички
Документы
Понятия

опубликовать
Документы

наверх