Физическая теория ядерных реакторов

УТВЕРЖДАЮ
Директор ФТИ
_____________ О.Ю. Долматов
«___»_____________2015 г.
БАЗОВАЯ РАБОЧАЯ ПРОГРАММА МОДУЛЯ (ДИСЦИПЛИНЫ)
ФИЗИЧЕСКАЯ ТЕОРИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Направление (специальность) ООП 14.04.02 «Ядерные физика и технологии»
Номер кластера (для унифицированных дисциплин)_________________
Профиль(и) подготовки (специализация, программа)
Ядерные реакторы и энергетические установки
Квалификация (степень) __________магистр______________
Базовый учебный план приема ____2015____ г.
Курс___2____ семестр ____3____
Количество кредитов ___6___
Код дисциплины М1.ВМ4.5.2
Виды учебной деятельности
Временной ресурс по очной форме обучения
Лекции, ч
Практические занятия, ч
Лабораторные занятия, ч
Аудиторные занятия, ч
Самостоятельная работа, ч
ИТОГО, ч
16
32
16
64
152
216
Вид промежуточной аттестации _диф.зачет и экзамен в 3 семестре
Обеспечивающее подразделение
__________кафедра физико-энергетических установок ФТИ______________
ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ
_____________ Долматов О.Ю.
РУКОВОДИТЕЛЬ ООП
_____________ Вагнер А.Р.
ПРЕПОДАВАТЕЛЬ
_____________ Чертков Ю.Б.
2015 г.
1. Цели освоения модуля
Целью дисциплины «Физическая теория ядерных реакторов» является
формирование понимания нейтронно-физических процессов в ядерном
реакторе, приводящих к изменению мощности реактора, способов
безопасного управления ЯППУ, приобретение навыков самостоятельной
работы, необходимые для использования полученных знаний и умений для
изучения других специальных дисциплин и в дальнейшей практической
деятельности.
Полученные
знания
позволят
магистрантам
правильно
ориентироваться в вопросах контроля и управления ядерным реактором, как
одних из самых сложных объектов управления, и заложить основу знаний
закономерностей управления нейтронно-физических процессами в ЯППУ.
В результате освоения модуля должны быть:
- освоены теоретические, инженерные и методологические вопросы
физики, влияющие на контроль и управление ядерным реактором;
- сформированы знания и умения, необходимые для контроля и
управления современным ядерным реактором.
2. Место модуля (дисциплины) в структуре ООП
Дисциплина относится к вариативной части математического и
естественнонаучного цикла.
Кореквизитами для дисциплины являются:
- «Специальные материалы ядерных энергетических установок»,
- «Управление ядерной паропроизводящей установкой»,
- «Энергетическое оборудование паропроизводящей установки».
3. Результаты освоения модуля дисциплины
В результате освоения образовательного модуля «Основы
технологий ядерного топливного цикла» студент должен
знать:
– физические основы процессов, приводящих к изменению мощности
ядерного реактора;
– основные уравнения кинетики размножающих нейтроны систем;
– процессы, происходящие в
подкритических, критических и
надкритических размножающих системах;
– основные характеристики быстрых и медленных переходных процессов
при положительных скачках реактивности и при скачкообразном
введении отрицательной реактивности;
– методы определения эффективности органов регулирования и системы
управления и защиты;
– способы определения состояния реактора по показаниям контрольноизмерительной аппаратуры;
уметь
– определять состояние реактора (размножающей нейтроны системы) по
показаниям контрольно-измерительной аппаратуры;
– определять какие процессы определяют критические характеристики в
любой момент времени эксплуатации реактора;
– определять и использовать дифференциальные и интегральные
характеристики органов регулирования реактора;
– определять эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую
мощность;
владеть:
– навыками решения прямой и обратной задач кинетики ядерных
реакторов;
– навыками
расчетного
и
экспериментального
определения
реактивностных параметров реактора;
– навыками проведения расчета эффективности и компоновки системы
управления и защиты реактора;
– навыками, необходимыми для безопасного пуска ядерного реактора;
– навыками контроля параметров ядерного реактора;
– навыками контроля параметров нейтронного поля при перемещении
подвижных органов регулирования.
В соответствии с требованиями ООП освоение дисциплины (модуля)
направлено на формирование у студентов следующих компетенций
(результатов обучения), в т.ч. в соответствии с ФГОС:
Таблица 1
Составляющие результатов обучения, которые будут получены при
изучении данной дисциплины
Результаты
обучения
(компетенци
и из ФГОС)
Составляющие результатов обучения
Код
З.1.3
Знания
основ
безопасности
критических
технологий
Код
У.1.3.
Р1
З1.19
принципов
управления
ядерной
паропроизводящей
установкой
У1.19
Умения
применять знания
основ
безопасности
критических
технологий в
профессиональной
деятельности.
применять знания
об управлении
ядерной
паропроизводящей
установкой в
профессиональной
Код
В.1.3.
В1.19
Владение
опытом
Владеть навыками
безопасного
управления
ядерными
установками
навыками
управления
ядерной
паропроизводящей
установкой
деятельности
З1.29
Р2
Р3
Р4
методологии и
методик научных
исследований;
методов анализа
необходимой
информации;
методов обработки
результатов
измерений и оценки
неопределенностей
и погрешностей
результатов
наблюдений
З2.3
основных принципов
постановки и
методов решения
инновационных
инженернофизических задач,
способов реализации
проектов в области
энергетических
технологий,
энергетического
оборудования
паропроизводящей
установки.
З3.4
физической
теории
ядерных
реакторов,
основных
принципов
построения
теоретических,
физических
и
математических
моделей,
описывающих
процессы
в
реакторах
З4.4
методов
управления
ядерной
паропроизводящей
установкой
У1.29
У2.3
У3.4
У4.4
формулировать цели
и
задачи
исследований;
разрабатывать
теоретические
предпосылки,
планировать
и
проводить
эксперименты;
обрабатывать
и
представлять
результаты
наблюдений;
формулировать
выводы
научного
исследования;
составлять отчеты,
доклады или писать
статьи
по
результатам
научного
исследования.
ставить и решать
инновационные
инженернофизические задачи,
реализовывать
проекты в области
энергетических
технологий,
энергетического
оборудования
паропроизводящей
установки.
применять знания
физической
теория
ядерных
реакторов
для
создания
теоретических,
физических
и
математических
моделей,
описывающих
процессы
в
реакторах
Использовать
различные методы
управления
ядерными
установками для
безопасного
В1.29
В2.3
В3.4
В4.4
методикой
разработки
плана
научного
исследования;
методами
статистической
обработки
результатов
эксперимента;
приемами
написания тезисов
докладов, статей и
составление
докладов
с
использованием
современного
компьютерного
обеспечения
навыками решения
инновационных
инженернофизических задачи,
реализации проектов
в области
энергетических
технологий,
энергетического
оборудования
паропроизводящей
установки.
навыками
построения
теоретических,
физических и
математических
моделей,
описывающих
процессы в
реакторах
Навыками
использования
различными
методами
управления и
определения
Р5
Р8
З5.3
З8.1
Принципов расчета
сценариев
последствий
радиационных
аварий, знание мер
по снижению рисков
основных ядерных
энергетических
технологий
У5.3
У1.6
управления.
характеристик
систем
управления.
Применять знания
основ безопасности
для снижения рисков
радиационных
аварий
В5.3
Навыками по
разработке мер по
снижению
последствий
радиационных
аварий
В1.6
навыками выбора и
разработки ядерных
энергетических
технологий
применять ядерные
энергетические
технологии в
профессиональной
деятельности.
В результате освоения дисциплины «Основы технологий ядерного
топливного цикла» студентом должны быть достигнуты следующие
результаты:
Таблица 2
Планируемые результаты освоения дисциплины (модуля)
№ п/п Результат
Применять глубокие, математические, естественнонаучные, социальноР1
Р2
Р3
Р4
Р5
Р8
экономические и профессиональные знания для теоретических и
экспериментальных исследований в области использования ядерной энергии,
ядерных материалов, систем учета, контроля и физической защиты ядерных
материалов, технологий радиационной безопасности, медицинской физики и
ядерной медицины, изотопных технологий и материалов в профессиональной
деятельности.
Ставить и решать инновационные инженерно-физические задачи в области
использования ядерной энергии, ядерных материалов…
Создавать теоретические, физические и математические модели, описывающие
конденсированное состояние вещества, распространение и взаимодействие
ионизирующих излучений с веществом и живой материей, физику
кинетических явлений, процессы в реакторах, ускорителях, процессы и
механизмы переноса радиоактивности в окружающей среде.
Разрабатывать новые алгоритмы и методы: расчета современных физических
установок и устройств; исследования изотопных технологий и материалов;
измерения характеристик полей ионизирующих излучений; оценки
количественных характеристик ядерных материалов; измерения
радиоактивности объектов окружающей среды; исследований в радиоэкологии,
медицинской физике и ядерной медицине.
Оценивать перспективы развития ядерной отрасли, анализировать
радиационные риски и сценарии потенциально возможных аварий,
разрабатывать меры по снижению рисков и обеспечению ядерной и
радиационной безопасности
Самостоятельно учиться и непрерывно повышать квалификацию в течение
всего периода профессиональной деятельности.
4. Структура и содержание модуля дисциплины
Раздел 1. ВВЕДЕНИЕ В ФИЗИЧЕСКУЮ ТЕОРИЮ
Значение курса и его содержание. Физика переходных процессов в
ядерных реакторах. Ренессанс атомной энергетики и проблем
нераспространения. Экологические проблемы, связанные с развитием
ядерной энергетики.
Раздел 2. КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА.
Элементарные
уравнения
кинетики.
Период
реактора.
Запаздывающие нейтроны. Фотонейтроны. Среднее время жизни
нейтрона в реакторе. Нестационарные диффузионные уравнения с
учетом запаздывающих нейтронов. Решение уравнений с любым числом
групп. Реактивность. Единицы измерения реактивности. Решение
уравнений кинетики с учетом одной группы запаздывающих нейтронов.
Анализ переходного процесса при положительном и отрицательном
скачке реактивности. Кинетика реактора при линейном изменении
реактивности.
Раздел 3. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА.
Отравление реактора ксеноном-135. Стационарное и не
стационарное отравление. Влияние отравления на реактивность.
Йодная яма. Пространственные эффекты связанные с отравлением.
Ксеноновые колебания. Стационарное и не стационарное отравление
самарием-149. «Прометиевый» провал.
Раздел 4. ШЛАКОВАНИЕ, ВОСППРОИЗВОДСТВО, ВЫГОРАНИЕ.
Группы шлаков. Влияние шлакования на реактивность. Выгорание.
Уравнения кинетики и их решение. Воспроизводство ядерного
горючего. Изменение коэффициента размножения во времени.
Применение в реакторах выгорающих поглотителей нейтронов для
компенсации избыточной реактивности. Особые случая кинетики с
торием и ураном-233. Накопление актиноидов в реакторе.
Раздел 5. ТЕМПЕРАТУРНЫЕ ЭФФЕКТЫ.
Влияние температуры на физические параметры реактора.
Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности.
Ядерный, плотностной и мощностной коэффициенты реактивности.
Изменение температурного коэффициента реактивности по мере
выгорания топлива. Эффекты реактивности в быстрых реакторах.
Саморегулирование ядерных реакторов.
Раздел 6. РЕГУЛИРОВАНИЕ И УСТОЙЧИВОСТЬ РЕАКТОРОВ.
Кинетика реактора в энергетических режимах работы. Физические
условия устойчивости реактора. Пространственная устойчивость.
Концепция безопасности ядерных реакторов в мире и в России. Системы
безопасности. Анализ безопасности.
Раздел 7. ОПЫТ АВАРИЙ И ИНЦИДЕНТОВ.
Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд». Авария с разрушением
активной зоны на Чернобыльской АЭС. Фукусимская авария. Концепция
реакторов повышенной безопасности. Водо-водяные реакторы
повышенной безопасности (внутренне присущая безопасность).
реакторные установки АСТ, АТЭЦ, НП-500. Высокотемпературные
гелиевые реакторы ВТГР повышенной безопасности. Быстрые
реакторы.
СОДЕРЖАНИЕ ПРАКТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ
1. Динамика реактора без учета и с учетом запаздывающих нейтронов.
2. Стационарное отравление Xe-135.
3. Нестационарное отравление.
4. Особенности отравления самарием-149.
5. Шлакование ЯР.
6. Выгорание и накопление изотопов горючего.
7. Температурные эффекты реактивности.
8. Изменение запаса реактивности с момента пуска ЯР из холодного
разотравленного состояния до остановки, полного расхолаживания и
разотравления.
9. Практическая работа на программном комплексе «DYNCO». Изучение
температурных эффектов реактивности.
10.Практическая работа на программном комплексе «DYNCO». Изучение
эффекта отравления на ксеноне-135.
СОДЕРЖАНИЕ ЛАБОРАТОРНЫХ РАБОТ
Знакомство с аналитическим тренажером реактора ВВЭР-1000 и
программным комплексом «DYNCO»
2.
Подкритическое состояние реактора.
3.
Измерение асимптотического периода.
4.
Измерение характеристик системы регулирования.
5.
Изучение поведения реактора ВВЭР-1000 в надкритическом
состоянии
6.
Изучение поведения реактора ВВЭР-1000 в режиме
переотравления.
7.
Изучение поведения реактора ВВЭР-1000 при скачкообразных
изменениях реактивности
8.
Аналитический тренажер. Вывод реактора ВВЭР-1000 на
минимально-контролируемый уровень мощности.
9.
Аналитический тренажер. Подъем мощности реактора с МКУ до
40% НУ.
10.
Аналитический
тренажер.
Аварийный
режим
работы.
Отключение одного и двух главных циркуляционных насосов.
1.
4.1. Структура дисциплины по разделам, формам организации и
контроля обучения
№
1
2
3
4
5
6
7
Название
раздела/темы
Раздел 1.
Раздел 2.
Раздел 3
Раздел 4
Раздел 5
Раздел 6
Раздел 7
Итого
Аудиторная работа
(час)
Лек Практ./
Лаб.
ции семинар
зан.
1
2
4
3
3
3
2
4
2
4
2
6
2
10
16
32
СРС
(час)
Итого
Формы текущего
контроля и
аттестации
12
14
14
14
14
14
14
96
15
21
20
20
20
22
26
144
Сам. работа
Сам. Работа
Сам. Работа
Контр. Работа
Сам. работа
Сам. работа
Контр. Работа
Зачет и экзамен
При сдаче отчетов и письменных работ проводится устное собеседование.
5. Организация и учебно-методическое обеспечение самостоятельной
работы студентов (CРC)
5.1. Виды и формы самостоятельной работы
Самостоятельная работа студентов включает текущую и творческую
проблемно-ориентированную самостоятельную работу (ТСР).
Текущая СРС направлена на углубление и закрепление знаний студента,
развитие практических умений и включает1 поиск и анализ информации
по различным темам в области в формате докладов.
Творческая самостоятельная работа включает2 выполнение разных заданий.
5.2.
Содержание самостоятельной
(дисциплине)
работы
студентов
по
модулю
Темы, выносимые на самостоятельную работу
1.
Методы расчета устойчивости больших корпусных кипящих
реакторов.
2.
Обеспечение
устойчивости
естественной
циркуляции
теплоносителя.
3.
Переходные процессы в импульсных самогасящихся реакторах.
4.
Сравнительный анализ точечной и пространственной моделей
кинетики реактора с запаздывающими нейтронами.
5.
Малые эффекты реактивности и их влияние на процесс вывода
реактора на рабочую мощность.
6.
Особенности управления и организации безопасной эксплуатации
реакторов с топливом, включающем соединения плутония.
7.
Методы перегрузки ядерных реакторов.
8.
Выгорающие поглотители.
1
Текущая самостоятельная работа может включать следующие виды работ:
−
−
−
−
перевод текстов с иностранных языков;
изучение тем, вынесенных на самостоятельную проработку;
подготовка к практическим и семинарским занятиям;
подготовка к контрольной работе и коллоквиуму, к зачету, экзамену.
Творческая самостоятельная работа может включать следующие виды работ по основным
проблемам курса:
2
поиск, анализ, структурирование и презентация информации;
выполнение расчетно-графических работ;
выполнение курсовой работы или проекта, работа над междисциплинарным проектом;
исследовательская работа и участие в научных студенческих конференциях, семинарах и
олимпиадах;
− анализ научных публикаций по заранее определенной преподавателем теме;
− анализ статистических и фактических материалов по заданной теме, проведение расчетов,
составление схем и моделей на основе статистических материалов.
−
−
−
−
9.
Опыт использования различных сильнопоглощающих материалов
для изготовления органов регулирования.
10.
Постановка и решение задачи управления распределением
нейтронов в реакторе.
11.
Нарушение баланса реактивности.
12.
Особенности и методы измерения больших запасов реактивности.
13.
Решетка поглотителей в импульсном графитовом реакторе (ИГР),
поочередное взвешивание поглотителей в ИГР.
14.
Определение реактивности при решении обратной задачи
кинетики реактора с запаздывающими нейтронами
15.
Расчет изменения запаса реактивности с момента известного
критического положения органов регулирования
16.
Останов реактора, обеспечение безопасности. Отвод остаточного
энерговыделения.
17.
Методы расчета реактивности реактора.
18.
Маневренные возможности ЯППУ.
19.
Оценка вероятности возникновения аварии из-за отказа
оборудования.
20.
Компоновка первого контура и основное оборудование петель.
21.
Система водоочистки первого контура.
22.
Системы аварийного охлаждения зон высокого и низкого
давления.
23.
Система подпитки и борного регулирования.
24.
Вспомогательные системы первого контура.
25.
Схема основных паропроводов.
5.3
Контроль самостоятельной работы
Оценка самостоятельной работы организуется в виде промежуточного
контроля два раза в семестр. В контрольные работы входят теоретические
вопросы,
разобранные на лекционных занятиях, а также вопросы
подлежащие самостоятельному изучению.
6. Средства текущей и промежуточной оценки качества освоения
дисциплины
Оценка качества освоения дисциплины производится по результатам
следующих контролирующих мероприятий:
Контролирующие мероприятия
Результаты
обучения по
дисциплине
выполнение и защита практических заданий по тематике
исследований во время проведения конференц-недели
результаты участия студентов в научной дискуссии,
тестирование
экзамен
Для
оценки
качества
освоения
дисциплины
при
проведении
контролирующих мероприятий предусмотрены следующие средства (фонд
оценочных средств3) (с примерами):
…
Оценка качества освоения дисциплины в ходе текущей и
промежуточной аттестации обучающихся осуществляется
в
соответствии с «Руководящими материалами по текущему контролю
успеваемости, промежуточной и итоговой аттестации студентов
Томского политехнического университета», утвержденными приказом
ректора № 77/од от 29.11.2011 г.
В соответствии с «Календарным планом изучения дисциплины»:
 текущая аттестация (оценка качества усвоения теоретического
материала (ответы на вопросы и др.) и результаты практической
деятельности (решение задач, выполнение заданий, решение
проблем и др.) производится в течение семестра (оценивается в
баллах (максимально 60 баллов), к моменту завершения семестра
студент должен набрать не менее 33 баллов);
 промежуточная аттестация (экзамен, зачет) производится в конце
семестра (оценивается в баллах (максимально 40 баллов), на
экзамене (зачете) студент должен набрать не менее 22 баллов).
Итоговый рейтинг по дисциплине определяется суммированием
баллов, полученных в ходе текущей и промежуточной аттестаций.
Максимальный итоговый рейтинг соответствует 100 баллам.
3
Элементы фонда оценивающих средств:






вопросы входного контроля;
контрольные вопросы, задаваемых при выполнении и защитах лабораторных работ;
контрольные вопросы, задаваемые при проведении практических занятий,
вопросы для самоконтроля;
вопросы тестирований;
вопросы, выносимые на экзамены и зачеты и др.
Вопросы входного контроля
Энергетика ядерных превращений.
Радиоактивность, закон радиоактивного распада. Виды излучений.
-ядерные реакции
Основные свойства нейтрона, состав атомных ядер.
Виды сечений ядерных реакций с нейтронами
Спонтанное деление ядер, деление тяжелых ядер под действием
нейтронов
7. Процесс получения энергии в ядерном реакторе.
8. Классификация и типы ядерных реакторов
9. Системы отвода тепла из ядерных реакторов
10. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
11. Вероятность избежать резонансного захвата
12. Коэффициент использования тепловых нейтронов
13. Условие
критичности ядерного реактора, материальный и
геометрический параметры
14. Распределения быстрых и тепловых нейтронов в активной зоне
ядерных реакторов
15. Эффективность одиночного поглощающего стержня в одногрупповом
приближении
16. Коэффициенты неравномерности энерговыделения
17. Распределения температуры в ядерном топливе, в замедлителе
18. Остаточное тепловыделение
19. Температурное состояние теплоносителя и материалов активной зоны
при работе реактора
20. Материалы поглощающих стержней
1.
2.
3.
4.
5.
6.
Вопросы выходного контроля
Уравнения кинетики ядерных реакторов
Ксеноновые переходные процессы в ядерном реакторе
Основные эффекты реактивности в ядерных реакторах
Изменение нуклидного состава ядерного топлива
Глубина выгорания топлива, кампания реактора
Типичные источники и счетчики нейтронов, используемые при пуске
ядерного реактора (ЯР).
7. Вид кривой обратного счета при "удачном" расположении счетчиков.
8. Умножение нейтронов, подкритичность.
9. Источники нейтронов в ядерном реакторе.
10. Поведение плотности потока нейтронов в подкритическом и
критическом ЯР при наличии источников и после его удаления.
11. Как по изменению подкритичной мощности и высвобождаемой
реактивности определить подкритичность ЯР при его пуске.
1.
2.
3.
4.
5.
6.
12. Что произойдет с ЯР при очередном освобождении реактивности, если
в предыдущем освобождении такой же реактивности подкритическая
мощность возросла в два раза.
13. Эффективная доля запаздывающих нейтронов; от чего зависит
ценность запаздывающих нейтронов; чему равно время запаздывания
для урана–235 и плутония–239.
14. Поколение нейтронов.
15. Время жизни поколения нейтронов в ЯР.
16. Как изменяется ценность запаздывающих нейтронов с уменьшением
размеров активной зоны.
17. В каком случае ценность фотонейтронов сравнима с ценностью
запаздывающих.
18. Поведение ЯР при реактивности, равной эффективной доле
запаздывающих нейтронов; чему равна реактивность при работе ЯР на
постоянном уровне мощности.
19. Как ведет себя соотношение плотностей запаздывающих и мгновенных
нейтронов при введении положительной и отрицательной
реактивности; что происходит быстрее: увеличение или уменьшение
плотности потока нейтронов при одинаковом по абсолютному
значению скачке реактивности (положительном и отрицательном).
20. Чем определяется скорость спада мощности ЯР через две–три минуты
после его перевода в подкритическое состояние.
21. Играют ли роль запаздывающие нейтроны при работе ЯР на
стационарном уровне мощности; чему равны эффективный
коэффициент размножения и реактивность в этом случае.
22. Реактивность, пределы регулирования ЯР по реактивности, запас
реактивности.
23. Динамика изменения мощности при мгновенном изменении
реактивности от нулевого значения в положительную и отрицательную
стороны.
24. Как изменить реактивность от нулевого значения (регламент), чтобы
увеличить/снизить мощность в течение определенного промежутка
времени и поддерживать ее затем на постоянном уровне.
25. Как ведет себя начальная скорость увеличения плотности потока
нейтронов по мере приближения ЯР к критичности.
26. Как ведет себя время установления при приближении к критичности,
чему оно равно при Кэфф. равном единице; чему равен период
реактора при работе на постоянном уровне мощности.
27. Указать
характерное значение запаса реактивности; потери
реактивности за счет температурного и мощностного эффектов, за счет
накопления продуктов деления равновесной концентрации, за счет
выгорания и шлакования для быстрых и тепловых ЯР.
28. Функция линейного отклика, что она определяет.
29. Указать три основных вида регулирования реактивности; чем
осуществляется активный и пассивный способ компенсации
реактивности.
30. Физический вес (компенсирующая способность) регулирующего
стержня; условие, которому должен удовлетворять физический вес
всех компенсирующих стержней в ЯР без выгорающих поглотителей.
31. Допустимая скорость высвобождения реактивности.
32. Как определить допустимый шаг перемещения компенсирующего
стержня при работающей и неработающей пусковой аппаратуре; как
определить допустимую скорость подъема компенсирующего стержня.
33. Для чего служит стержень автоматического регулирования, какому
условию должен удовлетворять его физический вес, какое его
положение в активной зоне является рабочим.
34. Какому условию должен удовлетворять физический вес стержней
аварийной защиты.
35. Из какого расчета определяется количество загружаемых топливных
кассет (ТК) в первой, третьей и следующих партиях при загрузке
"свежей" активной зоны; начиная с какого момента загрузку ведут по
одной ТК; какому условию должна удовлетворять скорость
погружения ТК в технологический канал.
36. На какие диапазоны разбивается интервал мощности при пуске ЯР.
37. Из какого условия выбирается скорость высвобождения реактивности
при пуске ЯР; способы увеличения безопасности пуска ЯР.
38. Каким должен быть физический вес стержня автоматического
регулирования
39. Указать основные условия ядерной безопасности при пуске ЯР;
40. Какова скорость движения стержней СУЗ вверх и вниз и чем она
определяется.
41. Указать признаки нарушения режима естественной циркуляции
теплоносителя.
7. Рейтинг качества освоения дисциплины (модуля)
Оценка качества освоения дисциплины в ходе текущей и
промежуточной аттестации обучающихся осуществляется в соответствии с
«Руководящими материалами по текущему контролю успеваемости,
промежуточной
и
итоговой
аттестации
студентов
Томского
политехнического университета», утвержденными приказом ректора № 77/од
от 29.11.2011 г.
В соответствии с «Календарным планом изучения дисциплины»:
текущая аттестация (оценка качества усвоения теоретического
материала (ответы на вопросы и др.) и результаты практической
деятельности (решение задач, выполнение заданий, решение проблем и др.)
производится в течение семестра (оценивается в баллах (максимально 60
баллов), к моменту завершения семестра студент должен набрать не менее 33
баллов);
промежуточная аттестация (экзамен, зачет) производится в конце
семестра (оценивается в баллах (максимально 40 баллов), на экзамене
(зачете) студент должен набрать не менее 22 баллов).
Итоговый рейтинг по дисциплине определяется суммированием баллов,
полученных в ходе текущей и промежуточной аттестаций. Максимальный
итоговый рейтинг соответствует 100 баллам.
8. Учебно-методическое и информационное обеспечение модуля
(дисциплины)
1.
2.
3.
4.
5.
6.
Учебники (основная литература)
Владимиров, Владимир Иванович Физика ядерных реакторов:
практические задачи по их эксплуатации / В. И. Владимиров. — 5-е изд.,
перераб. и доп.. — Москва: URSS, 2009. — 478 с.: ил.: 23 см.. —
Библиогр.: с. 477-478.
Саркисов, Ашот Аракелович Инженерные основы теории и эксплуатации
судовых ядерных реакторов : учебное пособие / А. А. Саркисов, Л. Б.
Гусев, Р. И. Калинин; под ред. А. А. Саркисова. — Москва: Изд-во МЭИ,
2011. — 550 с.:
АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до
эволюции проекта / С. А. Андрушечко [и др.]. — Москва: Логос, 2010. —
604 с
Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: ЭА,
1986. 272 с.
Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо–
водяных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1988.
Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Духовенский А.С., Осадчий А.И. АЭС с
ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность. М.: ЭА, 1990. 264 с.
Учебники (дополнительная литература)
1. Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах : учебное
пособие для вузов / В. И. Бойко [и др.]; Томский политехнический
университет (ТПУ). — Томск: Изд-во ТПУ, 2009. — 504 с.:
2. Динамика ядерных реакторов / Колесов В.Ф., Леппик П.А., Павлов С.П. и
др.; Под ред. Шевелева Я.В. М.: ЭА, 1990. 518 с.
3. Рисованный, Владимир Дмитриевич Поглощающие материалы и органы
регулирования ядерных реакторов : учебное пособие / В. Д. Рисованный,
А. В. Захаров, Е. П. Клочков. —Москва: Изд-во МЭИ, 2012. — 392 с.:
4. Мухин, К. Н.Экспериментальная ядерная физика [Текст]: учебник : в 3 т.
Т. 2: Физика ядерных реакций. — Москва: Лань, 2009. — 336 с.:
5. Бушуев, А. В.Методы и приборы измерений ядерных материалов :
учебное пособие / А. В. Бушуев, Т. Б. Алеева; Национальный
исследовательский ядерный университет "МИФИ". — Москва: Изд-во
МИФИ, 2011. — 316 с.:
6. Прикладное программное обеспечение для проведения лабораторных
работ по курсу «Физика ядерных реакторов». Описание: г. Обнинск:
ЭНИЦ «Моделирующие системы», 2012.
Дополнительная литература:
Internet–ресурсы (в т.ч. Перечень мировых библиотечных ресурсов):
1. http://www.rosatom.ru/ - сайт Государственной корпорации по
атомной энергии "Росатом".
2. http://www.rosatom.ru/
3. http://www.lib.tpu.ru/
4. http://window.edu.ru/
5. http://rndc.ippe.obninsk.ru
6. http://depni.npi.msu.su/cdfe/
7. http://scholar.google.com/
9. Материально-техническое обеспечение модуля (дисциплины)
При проведении лекционных и практических занятий используются
корпоративная сеть ГОУ ВПО НИ ТПУ. Мультимедийный проектор
TOSHIBA TDR-T95(Мультимедийный проектор CANON LW-5500).
Материально-техническое обеспечение
средства, лабораторное оборудование и др.
№
п/п
дисциплины:
технические
Наименование (компьютерные классы, учебные
лаборатории, оборудование)
Корпус, ауд.,
количество
установок
1
Аналитический тренажер реактора ВВЭР-1000
2
Аналитический тренажер реактора БН-800
10-321
12 установок
10-321
12 установок
10-321
12 установок
3
Прикладное программное обеспечение для
проведения лабораторных работ по курсу
Физика ядерных реакторов‖
Программа составлена на основе Стандарта ООП ТПУ в соответствии с
требованиями ФГОС по направлению 14.04.02 Ядерные физика и технологии
профилю подготовки Ядерные реакторы и энергетические установки.
Программа одобрена на заседаниях:
кафедры ФЭУ
(протокол № ____ от «___» _______ 201__ г.).
Автор
________________________ Ю.Б. Чертков
Рецензент(ы)
_________________________