Ядерные реакторы и энергетические установки

1
Министерство образования и науки Российской Федерации
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение
высшего профессионального образования
«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
«УТВЕРЖДАЮ»
Директор ФТИ
_____________ О.Ю. Долматов
«____»_________2014 г.
Программа и вопросы междисциплинарного экзамена
дипломированного бакалавра по профилю 140305
«Ядерные реакторы и энергетические установки»
Томск 2014
2
I. ПРОГРАММА
междисциплинарного экзамена по направлению 140800 «Ядерные физика и
технологии» по профилю «Ядерные реакторы и энергетические установки»
ВВЕДЕНИЕ
Междисциплинарный экзамен является завершающим этапом теоретической подготовки бакалавров по профилю "Ядерные реакторы и энергетические
установки". Вопросы, выносимые на экзамен, не только обобщают материал
изученных ранее дисциплин, но и способствуют установлению логических связей и причинно-следственных зависимостей между физическими закономерностями, лежащими в основе реакторной техники и технологии. Такая комплексная проверка знаний повышает профессиональный уровень выпускников, ускоряет их адаптацию на производстве и вырабатывает творческий подход в инженерной работе. Проверка знаний является средством организации систематической работы студентов и совершенствования знаний. Процесс проверки и оценки знаний, инициируя познавательную деятельность, содействуют развитию самостоятельного мышления, богатой и прочной памяти, выразительной речи. Результаты экзамена позволяют оптимизировать совершенствование методики
преподавания.
Особая роль междисциплинарного экзамена заключается в дополнительной
подготовке выпускников к тестированию профессиональных знаний при сдаче
квалификационных экзаменов на инженерные должности предприятий атомной
энергетики. Это позволяет ускорить процесс их адаптации на производстве.
3
СОДЕРЖАНИЕ ПРОГРАММЫ
1. ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ
Принцип работы и классификация реакторов.
Основные положения ядерной физики, характеризующие работу ядерного
реактора. Основные типы нейтронных реакций в ядерном реакторе. Особенности реакции деления и их практическое применение. Нейтронные эффективные сечения. Нейтронный цикл в реакторе. Эффективный коэффициент
размножения. Принцип работы и классификация ядерных реакторов.
Характеристики структуры активных зон тепловых реакторов.
Ядерное топливо и ядерное горючее. Замедлитель. Теплоноситель. Параметры структуры активных зон гомогенных и гетерогенных ядерных реакторов.
Гетерогенные реакторы.
Коэффициент размножения в гетерогенном реакторе. Коэффициент использования тепловых нейтронов. Коэффициент размножения на быстрых
нейтронах. Вероятность избежать резонансного захвата. Определение эффективного коэффициента размножения и критических размеров гетерогенного
реактора.
Нейтронно-физический расчет реакторов на тепловых нейтронов.
Нейтронно-физический расчет реакторов на тепловых нейтронов. Ядерная и
радиационная безопасность на АЭС с тепловыми реакторами.
Описание принципиальных схем АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК.
Схемы АЭС с реактором ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Система компенсации
давления теплоносителя. Система подпитки первого контура. Система
очистки теплоносителя. Система аварийного охлаждения активной зоны.
Тепловыделяющие сборки реакторов типа ВВЭР.
Тепловыделяющие элементы. Конструкционные особенности твэл. Крепление твэл в ТВС. Конструкция ТВС водо-водяных энергетических реакторов.
Технология изготовления твэл и ТВС.
Тепловыделяющие сборки реакторов типа РБМК.
Тепловыделяющие элементы. Крепление твэл в ТВС. Конструкции каналов
уран-графитовых реакторов. Технология изготовления твэл и ТВС.
Характеристики структуры активных зон быстрых реакторов.
Устройство энергетического реактора на быстрых нейтронах. Топливо и твэлы, теплоноситель, конструкционные материалы.
Реакторы на быстрых нейтронах.
Введение в физику реактора на быстрых нейтронах. Общие сведения о сечениях в области быстрых и промежуточных нейтронов. Спектр нейтронов в
реакторе на быстрых нейтронах.
Особенности нейтронно-физического расчета реактора на быстрых
нейтронах.
4
Особенности нейтронно-физического расчета реактора на быстрых нейтронах. Ядерная и радиационная безопасность на АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах.
Описание принципиальных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах.
Схема АЭС с реактором БН-600. Схема циркуляции теплоноситель первого и
второго контуров установки БН-600. Система приготовления и предварительной очистки натрия. Параметры контуров охлаждения установки.
Тепловыделяющие сборки реакторов на быстрых нейтронах.
Тепловыделяющие элементы. Конструкционные особенности твэл. Крепление твэл в ТВС. Конструкции ТВС реакторов, охлаждаемых жидким натрием. Технология изготовления твэл и ТВС.
Безопасность физико-энергетических установок.
Ядерная, радиационная и экологическая безопасность ядерных энергетических установок. Оценка вероятности возникновения аварии из-за отказа оборудования. Мировой опыт аварий и инцидентов.
Особенности отечественных и зарубежных тепловых энергетических реакторов.
Нейтронно-физические особенности, особенности конструкции. Критические
размеры и нейтронное поле в реакторах на тепловых нейтронах.
Высокотемпературные газо-охлаждаемые установки.
Тепловыделяющие элементы. Конструкционные особенности твэл. Крепление твэл в ТВС. Конструкции ТВС газо-охлаждаемых реакторов. Технология
изготовления твэл и ТВС.
Ядерные энергетические установки нового поколения (ВВЭР).
Конструктивные особенности атомные электростанции нового поколения с
водо-водяными реакторами. Нейтронно-физические особенности, особенности конструкции активной зоны. Уровни ядерной и радиационной безопасности на АЭС нового поколения с реактором типа ВВЭР.
Ядерные энергетические установки нового поколения (РБН).
Конструктивные особенности реактора на быстрых нейтронах нового поколения для утилизации плутония и выжигания актинидов и продуктов деления. Нейтронно-физические особенности, особенности конструкции активной зоны. Уровни ядерной и радиационной безопасности на АЭС с реактором такого типа.
Исследовательские ядерные реакторы.
Общие сведения о существующих сегодня исследовательских ядерноэнергетических установках. Назначение исследовательских ядерных реакторов.
Конструктивные особенности исследовательских ядерных реакторов.
Характеристики материалов для твэл исследовательских ядерных реакторов.
Виды твэл. Конструкционные особенности твэл. Технология изготовления
твэл. Конструкции ТВС исследовательских реакторов. Методы сборки твэл в
5
ТВС. Ядерная и радиационная безопасность.
Ядерные реакторы транспортных установок космического назначения.
Назначение космических установок. Проекты по изучению и освоению космического пространства. Ядерные энергетические установки для космических кораблей. Ракетно-космическая промышленность России.
Транспортные ядерные энергетические установки.
Транспортные ядерные энергетические установки. Судовые энергетические
установки. Конструктивные особенности судовых ядерных реакторов. Плавучая АЭС. Нейтронно-физические особенности, особенности конструкции
активной зоны. Конструкционные особенности твэл и ТВС. Ядерная и радиационная безопасность.
Ускорительные установки.
Назначение ускорительной техники. Общие сведения и классификация ускорительной техники. Высоковольтные установки. Линейные ускорители. Циклические ускорители. Газодинамические. Химические лазеры. Коллайдер.
Конструктивные особенности. Сравнение конструкционных и компоновочных решений ускорительной техники.
Большой адронный коллайдер.
Назначение и устройство коллайдера. Конструктивные особенности. Принцип работы.
Лазерные установки.
Общие сведения и классификация. Назначение и применение лазерных установок. Газоразрядные лазеры. Электроионизационные лазеры. Газодинамические, химические лазеры.
Плазменные установки.
Общие сведения и классификация плазменных установок. Плазменные установки и оборудование. Назначение и применение. Генераторы технологической плазмы. Ионно-плазменные установки. Стенд по испытанию карбидных
тепловыделяющих элементов.
Термоядерные энергетические установки.
Назначение термоядерной энергетической установки. Развитие термоядерной
энергетики. Практическое использование энергии термоядерного синтеза.
Термоядерный синтез с магнитным удержанием. Инерционный термоядерный синтез. Установка и станция термоядерного синтеза. Международный
экспериментальный термоядерный реактор ITER.
2. ФИЗИЧЕСКАЯ И ЯДЕРНАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
Безопасность и ее виды. Комплексный подход к решению задач безопасности
Рассматриваются виды безопасности: пожарная, электрическая, техниче-
6
ская, радиационная, ядерная, физическая ядерная, экономическая и др. Обсуждается комплексный подход к вопросу обеспечения безопасности: на
международном уровне; в стране; на отдельно взятом предприятии.
Физическая ядерная безопасность. Обзор законодательной базы в области
ФЯБ
Рассматривается ответственность стран за безопасность. Обсуждаются цели
и задачи обеспечения безопасности. Кратко излагается структура международного законодательства в области безопасности. Описывается структура
документов МАГАТЭ в том числе в области физической ядерной безопасности (INFCIRC225/rev.5). Рассматриваются вопросы кооперации между странами.
Структура и элементы ФЯБ.
Рассматривается структура физической ядерной безопасности в РФ и основные руководящие документы в этой области (Постановлении правительства
РФ №456). Обсуждаются основные элементы ФЯБ и задачи основных
участников (организаций), связанных с обеспечением безопасности на территории РФ.
Ядерная угроза от негосударственных организаций. Антитерроризм.
Историческая справка об эволюции ядерной угрозы: обычные виды угроз;
ядерная угроза в прошлом; текущее состояние ядерной угрозы. Признаки
потенциального нарушителя. Наличие специальных целей и мотивов. Современные возможности в организации действий нарушителя. Тактика и методы действий нарушителя. Финансовое обеспечение незаконной деятельности. Примеры нарушителей: террористы, экстремисты, криминогенные элементы, внутренний нарушитель.
Антитерроризм и его инструменты. Подходы и методы, используемые в антитеррористической деятельности. Ограниченное применение силы. Международный опыт борьбы с терроризмом.
Основы ядерной безопасности
Ядерные материалы. Критичность. Коэффициент размножения среды. Условия создания критичности. Факторы, влияющие на критичность. Критические системы и их размеры. Самоподдерживающаяся цепная реакция деления (СЦР). Управляемая и неуправляемая СЦР.
Основы ядерной безопасности реакторной установки
Реактивность. Избыточная реактивность. Мгновенные и запаздывающие
нейтроны и время их жизни. Эффекты реактивности. Классификация нештатных режимов эксплуатации РУ с помощью международной шкалы
INES.
Нормативно-техническая требования по ядерной безопасности РУ АС
Документы, регламентирующие ядерную безопасность в РФ на государственном уровне. Документы Ростехнадзора. Основные положения и требования ядерной безопасности для реакторных установок атомных станций.
7
Культура безопасности
Принципы производственной культуры. Культура физической ядерной безопасности. Культура ядерной безопасности. Принципы формирования культуры безопасности на предприятии и в организациях. Модель культуры. Индикаторы уровня культуры безопасности.
3. ДОЗИМЕТРИЯ И ЗАЩИТА ОТ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
Введение.
Биологическое действие ионизирующего излучения (ИИ). Основные принципы и нормы радиационной безопасности (НРБ). Фоновое облучение населения. Задачи и способы контроля радиационной безопасности (РБ).
Единицы измерения и предельно допустимые уровни ИИ.
Единицы активности и дозы ИИ.
Керма-постоянная и керма-эквивалент.
Правила радиационной безопасности (РБ).
Допустимые поступления радиоактивных веществ (РВ) в организм человека
(ДП).
Допустимые концентрации (ДК) радиоактивных аэрозолей и газов в воздухе.
Допустимые уровни (ДУ) гамма-излучения.
Источники радиационной опасности на АЭС и защита от ИИ.
Ядерный реактор, ядерное топливо и теплоноситель – как источники ИИ.
Выбор защитных материалов.
Инженерные методы расчёта защиты
а) от заряженных частиц,
б) гамма-излучения,
в) нейтронов.
Методы регистрации и дозиметрия ИИ.
Ионизационный метод дозиметрии. Физические основы работы ионизационных камер (ИК). Регистрация гамма-излучения с помощью ИК. Газоразрядные счётчики. Дозовая чувствительность счётчика. Конструкции счётчиков.
Полупроводниковые детекторы ИИ. Физические основы применения (ППД).
Режимы работы (ППД).
Фотографический метод дозиметрии. Физические основы метода и характеристики фотографических материалов.
Люминесцентные методы дозиметрии. Физические основы метода. Сцинтилляторы и сцинтилляционные детекторы. Регистрация гамма-излучения сцинтилляционным дозиметром.
Нейтронная дозиметрия. Методы регистрации и дозиметрия нейтронов. Измерения в смешанных потоках гамма- и нейтронного излучений.
8
Спектрометрия ИИ. Сцинтилляционный и полупроводниковый гаммаспектрометры.
Методы измерения радиоактивных аэрозолей и газов.
Источники и причины загрязнения воздуха аэрозолями и радиоактивными
газами.
Санитарное законодательство по охране от загрязнения окружающей среды.
Методы осаждения радиоактивных аэрозолей и измерения их концентрации.
Фильтры, электрофильтры, осадители.
Методы измерения и очистки воздуха от газов и аэрозолей.
Организация дозиметрического и радиационного технологического контроля.
Классификация, назначение и принципы действия приборов контроля.
Приборы индивидуального контроля.
Переносные приборы.
Стационарная дозиметрическая аппаратура.
Контроль загрязнений поверхностей.
Контроль внутреннего облучения персонала.
Заключение.
Организационные мероприятия по обеспечению радиационной безопасности
персонала предприятий ЯТЦ и населения. Создание специальных служб
контроля состояния окружающей среды. Система АСКРО. Индивидуальные
меры и средства защиты при авариях и их последствий.
4. ФИЗИЧЕСКАЯ ТЕОРИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Структура и свойства ядер
Основные законы атомной физики. Строение атома, ядерная структура атома.
Строение атомного ядра. Элементы квантовой механики: частица и волна, соотношение неопределенностей, ширина энергетических уровней. Важнейшие
характеристики ядер. Основные свойства ядерных сил. Модели ядер. Капельная модель ядра. Возбужденное состояние ядер. Энергетический спектр ядра.
Радиоактивный распад ядер
Радиоактивность. Основные законы радиоактивного распада. Альфа-распад.
Бета-распад. Гамма-излучение ядер.
Ядерные реакции
Механизм составного ядра. Прямое взаимодействие. Реакции под действием
заряженных частиц. Термоядерные реакции.
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Классификация нейтронов по энергиям. Свойства нейтронов. Микро- и макроскопические сечения взаимодействия нейтронов с ядрами. Классификация
ядерных реакций под действием нейтронов. Взаимодействие быстрых, резо-
9
нансных и тепловых нейтронов с ядрами. Формула Брейта-Вигнера. Эффект
Доплера.
Деление тяжелых ядер
Условия и динамика реакции деления. Делящиеся и воспроизводящие нуклиды. Энергия деления. Продукты деления. Мгновенные и запаздывающие
нейтроны. Спектр нейтронов деления.
Замедление нейтронов
Модель непрерывного замедления. Закон рассеяния. Энергетические потери
рассеянных нейтронов. Логарифмические параметры замедления. Нейтронный баланс. Спектр замедляющихся нейтронов. Замедление в водородосодержащей среде без поглощения. Учет поглощения. Замедление в тяжелых
средах с поглощением. Резонансный интеграл. Интегральное уравнение замедления. Приближение узких резонансов. Приближение бесконечной массы.
Диффузия моноэнергетических нейтронов
Основные понятия диффузионного приближения и соотношения между ними.
Дифференциальные и интегральные параметры нейтронных полей. Диффузионная плотность тока нейтронов. Уравнение диффузии нейтронов. Граничные
условия. Решение уравнения диффузии. Принцип суперпозиции нейтронных
полей.
Диффузия замедляющихся нейтронов
Уравнение возраста при замедлении без поглощения. Уравнение замедления в
средах с поглощением. Плотность замедления. Физический смысл возраста
нейтронов. Начальные и граничные условия. Площадь миграции нейтронов.
Время замедления и диффузии.
Коэффициент размножения нейтронов
Размножение нейтронов в бесконечных средах. Эффективный коэффициент
размножения. Формула четырех сомножителей. Выход вторичных нейтронов.
Коэффициент использования тепловых нейтронов. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Вероятность избежать резонансного поглощения.
Критические параметры ядерных реакторов.
Теория гомогенного реактора.
Эффективный коэффициент размножения в диффузионно-возрастном приближении. Размножающая система с внешним источником, приближение к
критическому состоянию. Анализ условия критичности. Материальный и
геометрический параметры. Расчет в одногрупповом диффузионном приближении реакторов различной формы – плоского, параллелепипеда, сферического, цилиндрического. Роль отражателя. Реакторы различной формы в одногрупповом диффузионном приближении с отражателем. Эффективная добавка за счет отражателя.
Многогрупповое приближение
Многогрупповой метод: основные положения, уравнения. Системы групповых
констант. Выбор числа групп. Расчет групповых постоянных. Расчеты спектра
10
нейтронов в реакторе. Методы решения групповых уравнений. Реактор в двухгрупповом приближении.
Гетерогенные реакторы
Преимущества и недостатки гетерогенных систем. Типы решеток и их экспериментальное изучение. Коэффициент использования тепловых нейтронов.
Вероятность избежать резонансного захвата. Размножение на быстрых нейтронах. Расчет гетерогенного реактора методом гомогенизации. Выбор оптимальных параметров при расчете реактора. Экспериментальное определение критических параметров.
Методы нейтронно-физических расчетов ядерных энергетических реакторов
Физические особенности уран–водных, уран–графитовых и тяжеловодных реакторов на тепловых нейтронах. Физические особенности реакторов на быстрых
нейтронах. Методики нейтронно–физических расчетов реакторов на тепловых
нейтронах различных типов. Методики нейтронно–физических расчетов реакторов на быстрых нейтронах.
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.
Отравление и шлакование реактора
Отравление реактора. Стационарное и нестационарное отравление. Йодная яма.
«Прометиевый» провал. Группы шлаков. Влияние отравления и шлакования на реактивность. Пространственные эффекты, связанные с отравлением и шлакованием.
Выгорание и накопление изотопов горючего
Выгорание. Уравнения кинетики и их решение. Воспроизводство ядерного
горючего. Изменение коэффициента размножения во времени. Применение в
реакторах выгорающих поглотителей нейтронов для компенсации избыточной реактивности.
Температурные эффекты в реакторе
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. Кинетика
реактора в энергетических режимах работы.
Устойчивость и безопасность ядерных энергетических установок
Физические условия устойчивости реактора. Пространственная устойчивость.
11
Системы безопасности. Анализ безопасности. Вероятностная оценка безопасности. Характеристики внутренней безопасности реакторов. Оценка риска.
Опыт аварий и инцидентов
Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд». Авария с разрушением активной зоны
на Чернобыльской АЭС. Авария на АЭС «Фукусима-1»
Основные определения, терминология
Значимость практической отработки действий оператора управления реактором, понимание и способности анализировать нейтронно–физические и теплотехнические процессы в ядерном реакторе.
Подкритическое, критическое и надкритическое состояние реактора
Поведение плотности потока нейтронов со временем в различных состояниях
реактора. Оценка подкритичности по увеличению плотности потока при
освобождении реактивности. Подкритичность на мгновенных нейтронах.
Увеличение и уменьшение мощности за счет мгновенных нейтронов. Критический стационарный реактор. Управление мощностью, функция линейного
отклика.
Элементы системы управления реактором
Компенсирующие стержни: дифференциальная и интегральная характеристики. Стержни автоматического регулирования: назначение, рабочее положение. Стержни аварийной защиты: назначение, физический вес. Жидкостное
ругулирование. Определение эффективности регулирующих стержней и системы управления и защиты.
Системы управления ядерным реактором
Общие требования к системам управления и защиты. Органы управления и
защиты корпусных реакторов, работающих под давлением. Органы управления и защиты канальных реакторов. Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах.
Системы аварийной защиты (АЗ) и сигнализации
Система АЗ реактора типа ВВЭР, типы аварийных ситуаций и основные сигналы АЗ различного рода–причины возникновения, последствия, функционирование составляющих системы управления и защиты. Система АЗ реактора
типа РБМК, типы аварийных ситуаций и основные сигналы АЗ различного
рода – причины возникновения, последствия, функционирование составляющих системы управления и защиты. Структура и составляющие систем
управления безопасности реакторов типа ВВЭР и РБМК. Защита по уровню
мощности и периоду разгона, аварийная и предупредительная сигнализация.
Режимы перегрузки топлива
Непрерывная перегрузка: непрерывное перемешивание топлива по всему
объему активной зоны, непрерывное перемешивание по радиусу без перемешивания по высоте, непрерывное движение топлива от оси к периферии активной зоны, непрерывное движение топлива от периферии к оси. Преимущества и недостатки режимов. Периодическая перегрузка ядерного топлива.
12
Особенности и регламент операций при перегрузке топлива на реакторах типа ВВЭР, РБМК и БН.
Пуск и останов реактора
Последовательность и правила расчета критического положения органов регулирования при пуске. Регламент загрузки топлива в ходе физического пуска. Расчет пускового положения групп стержней системы управления и защиты при пуске реактора типа ВВЭР. Последовательность операции при нормальном останове реактора типа ВВЭР.
5. ЭНЕРГООБОРУДОВАНИЕ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Электрические станции и их назначение
Введение. Типы электрических станций. Графики тепловых и электрических
нагрузок. Показатели тепловой и общей экономичности электростанций.
Отпуск тепла с АЭС тепловому потребителю.
Схемы паротурбинных энергетических установок электрических станций
Схемы конденсационных электрических станций на ядерном топливе. Схемы атомных теплоэлектроцентралей. Структура тепловой схемы АЭС.
Термодинамические циклы энергетических установок
Цикл с промежуточным перегревом пара АЭУ. Цикл с регенеративным подогревом питательной воды АЭУ. Циклы АЭУ с реакторами с водяным или
паровым теплоносителем. Циклы АЭУ с реакторами с жидкометаллическими теплоносителями. Циклы АЭУ с реакторами с газовым теплоносителем.
Материальный баланс теплоносителя и рабочего тела.
Элементы принципиальных тепловых схем АЭС
Регенеративные подогреватели. Деаэраторы. Схемы включения питательных
и конденсатных насосов. Сепараторы и паровые промежуточные перегреватели АЭС с турбинами насыщенного пара. Испарители и парогенераторы.
Сетевые подогреватели. Конденсаторы.
Конструкции и Выбор основного оборудования АЭС
Выбор мощности электростанций. Реакторы АЭС. Парогенераторы. Турбины и генераторы. Выбор вентиляторов и насосов. Выбор теплообменников.
Выбор баков и резервуаров.
Трубопроводы и арматура электростанций
Трубопроводы атомной электростанции. Арматура трубопроводов. Редукционно-охладительные установки.
13
6. ТЕПЛОВЫЕ ПРОЦЕССЫ В ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВКАХ
Основные уравнения тепломассообмена
Введение. Цели и задачи освоения дисциплины. Вязкость. Расход жидкости.
Уравнение неразрывности потока. Статическое давление. Уравнение теплопроводности. Условия однозначности для процессов теплопроводности.
Уравнение движения.
Теплопроводность в ядерном реакторе
Температурное поле. Температурный градиент. Тепловой поток. Коэффициент теплопроводности. Теплопроводность при стационарном режиме. Теплопроводность при наличии внутренних источников тепла.
Конвективный теплообмен в ядерном реакторе
Факторы, влияющие на теплоотдачу. Моделирование процессов конвективного теплообмена. Теплоотдача в однофазной среде при свободном движении жидкости (естественная конвекция). Теплоотдача в однофазной среде
при вынужденном течении жидкости. Теплоотдача при вынужденном поперечном омывании труб и пучков труб. Теплоотдача жидких металлов. Теплоотдача при кипении.
Расчет теплофизических параметров элементов активной зоны
Расчет удельных значений тепловыделения по длине технологического канала (ТК). Расчет параметров теплоносителя по длине ТК и количества теплоты, выделяющейся на отдельных участках и в центральном ТК. Расчет коэффициентов теплоотдачи с поверхности ТВЭЛ. Расчет распределения температуры в ТВЭЛ. Распределение температуры в блоке замедлителя. Распределение температуры в органах регулирования.
7. МАТЕРИАЛЫ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК
Общие требования к материалам и конструкциям ядерных реакторов.
Экономические, технологические и научные проблемы выбора материалов и
конструкций элементов активной зоны.
Основные механизмы терморадиационного повреждения
Внутреннее строение твердого тела, типы связей, энергия связи. Кристаллическое строение, основные типы кристаллических решеток и их дефекты.
Связь с механическими, теплофизическими и химическими свойствами.
Ядерное топливо
Определение и основные требования к ядерному топливу. Виды ядерного
топлива и топливные циклы. Энерговыработка и глубина выгорания. Продукты деления и изменение нуклидного состава топлива.
Теплоносители.
Требования предъявляемые к теплоносителям, основные виды. Рабочие па-
14
раметры теплоносителей. Затраты на прокачку. Ядерно-физические свойства
воды.
Замедлители.
Общие требования к замедлителям и терморадиационные параметры их эксплуатации. Свойства графита и его радиационная стойкость. Энергия Вигнера.
Конструкционные материалы активной зоны реактора
Сплавы магния, алюминия и циркония.
Поглощающие материалы
Поглощающие материалы и их свойства.
Перспективные материалы ядерных реакторов.
8. СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИМИ
УСТАНОВКАМИ И АТОМНЫМИ ЭЛЕКТРИЧЕСКИМИ СТАНЦИЯМИ
Основные определения, терминология
Значимость практической отработки действий оператора управления реактором, понимание и способности анализировать нейтронно–физические и теплотехнические процессы в ядерном реакторе.
Подкритическое, критическое и надкритическое состояние реактора
Поведение плотности потока нейтронов со временем в различных состояниях
реактора. Оценка подкритичности по увеличению плотности потока при
освобождении реактивности. Подкритичность на мгновенных нейтронах.
Увеличение и уменьшение мощности за счет мгновенных нейтронов. Критический стационарный реактор. Управление мощностью, функция линейного
отклика.
Элементы системы управления реактором
Компенсирующие стержни: дифференциальная и интегральная характеристики. Стержни автоматического регулирования: назначение, рабочее положение. Стержни аварийной защиты: назначение, физический вес. Жидкостное
ругулирование. Определение эффективности регулирующих стержней и системы управления и защиты.
Системы управления ядерным реактором
Общие требования к системам управления и защиты. Органы управления и
защиты корпусных реакторов, работающих под давлением. Органы управления и защиты канальных реакторов. Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах.
Системы аварийной защиты (аз) и сигнализации
Система АЗ реактора типа ВВЭР, типы аварийных ситуаций и основные сигналы АЗ различного рода–причины возникновения, последствия, функционирование составляющих системы управления и защиты. Система АЗ реактора
15
типа РБМК, типы аварийных ситуаций и основные сигналы АЗ различного
рода – причины возникновения, последствия, функционирование составляющих системы управления и защиты. Структура и составляющие систем
управления безопасности реакторов типа ВВЭР и РБМК. Защита по уровню
мощности и периоду разгона, аварийная и предупредительная сигнализация.
Режимы перегрузки топлива
Непрерывная перегрузка: непрерывное перемешивание топлива по всему
объему активной зоны, непрерывное перемешивание по радиусу без перемешивания по высоте, непрерывное движение топлива от оси к периферии активной зоны, непрерывное движение топлива от периферии к оси. Преимущества и недостатки режимов. Периодическая перегрузка ядерного топлива.
Особенности и регламент операций при перегрузке топлива на реакторах типа ВВЭР, РБМК и БН.
Пуск и останов реактора
Последовательность и правила расчета критического положения органов регулирования при пуске. Регламент загрузки топлива в ходе физического пуска. Расчет пускового положения групп стержней системы управления и защиты при пуске реактора типа ВВЭР. Последовательность операции при нормальном останове реактора типа ВВЭР.
16
II.ВОПРОСЫ
междисциплинарного экзамена по специальности 140305
"Ядерные реакторы и энергетические установки"
Основные параметры атомных ядер.
Продукты деления атомных ядер.
Энергия связи ядра, удельная энергия связи.
Радиоактивность. Основные законы радиоактивного распада.
Ядерные реакции прямого взаимодействия и реакции с образованием составного ядра.
6. Классификация нейтронных ядерных реакций.
7. Микроскопическое и макроскопическое сечения взаимодействий нейтронов с ядрами и их зависимость от энергии и атомного веса.
8. Закон ослабления плотности потока нейтронов в веществе.
9. Взаимодействие быстрых нейтронов с ядрами.
10.Взаимодействие с ядрами тепловых нейтронов.
11.Взаимодействие с ядрами резонансных нейтронов. Эффект Доплера.
12.Упругое и неупругое рассеяние нейтронов.
13.Вынужденное и спонтанное деление ядер.
14.Распределение энергии деления по продуктам реакции.
15.Мгновенные и запаздывающие нейтроны деления.
16.Коэффициент размножения нейтронов для бесконечной среды.
17.Основы теории диффузии, понятия и параметры диффузионного приближения.
18.Стационарное и нестационарное уравнение диффузии нейтронов. Граничные условия.
19.Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в однородной бесконечной среде.
20.Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в конечной однородной среде.
21.Принцип супперпозиции нейтронных источников.
22.Логарифмические параметры потерь энергии нейтронами.
23.Закон рассеяния в шкале энергии и летаргии.
24.Особенности замедления в водородосодержащей среде.
25.Спектр Максвелла для тепловых нейтронов.
26.Спектр Ферми для замедляющихся нейтронов.
1.
2.
3.
4.
5.
17
27.Спектр Уатта для нейтронов деления.
28.Особенности замедления в легкоатомных средах.
29.Особенности замедления в тяжелых рассеивателях.
30.Уравнение возраста нейтронов.
31.Уравнение замедления нейтронов.
32.Распределение нейтронного потока в цилиндрическом реакторе без отражателя в одногрупповом приближении.
33.Условие критичности одногруппового метода для реактора без отражателя и физический смысл его сомножителей. Материальный и геометрический параметры.
34.Пространственное распределение нейтронного потока в реакторе. Коэффициент неравномерности. Методы выравнивания распределения
нейтронного потока.
35.Роль отражателя и расчет реактора с отражателем.
36.Цилиндрический реактор с отражателем: распределение нейтронных потоков и условие критичности.
37.Физические особенности гетерогенного реактора, преимущества и недостатки гетерогенного размещения топлива.
38.Коэффициент использования тепловых нейтронов в гетерогенном реакторе.
39.Вероятность избежать резонансного захвата в гетерогенном реакторе.
40.Расчет гетерогенного реактора методом гомогенизации.
41.Двухгрупповой метод расчета реактора.
42.Характеристика систем групповых констант и расчет групповых постоянных в многогрупповом методе.
43.Многогрупповой метод расчета реактора.
44.Методы решения уравнений многогруппового метода.
45.Способы управления величиной эффективного коэффициента размножения в реакторе.
46.Распределение нейтронного потока и условие критичности для реактора с
центральным стержнем управления.
47.Расчет реактора с решеткой стержней управления. Взаимодействие
стержней.
48.Кинетическое уравнение переноса нейтронов.
49.Методы решения кинетического уравнения переноса нейтронов. Метод
сферических гармоник. Метод дискретных ординат.
50.Элементарные уравнения кинетики. Период реактора. Запаздывающие
нейтроны.
18
51.Реактивность. Единицы реактивности. Большие и малые реактивности.
52.Анализ переходного процесса при положительном и отрицательном скачке реактивности.
53.Отравление реактора ксеноном-135. Стационарное и нестационарное
отравление.
54.Отравление реактора самарием.
55.Шлакование реактора.
56.Изменение нуклидного состава и воспроизводство топлива.
57.Применение выгорающих поглотителей для компенсации реактивности.
58.Температурные коэффициенты и эффекты реактивности.
59.Саморегулирование ядерных реакторов.
60.Физические условия устойчивости реактора. Ксеноновые колебания.
61.Концепция внутренней безопасности реакторов.
62.Безопасность в аварийных ситуациях.
63.Понятие теплопроводности.
64.Виды теплообмена.
65.Теплоотдача в однофазной среде при вынужденном течении жидкости.
При течении жидкости в трубах и каналах
66.Теплопроводность при стационарном режиме. Тела с внутренними источниками теплоты.
67.Теплопроводность при нестационарном режиме. Тело неограниченных
размеров.
68.Теплопроводность при стационарном режиме. Тела с одномерным полем
температуры.
69.Теплопроводность при стационарном режиме. Тела с двумерным полем
температуры.
70.Теплообмен излучением.
71.Схема паротурбинной установки и цикл Ренкина.
72.Прямой и обратный циклы Карно.
73.Понятие термодинамического цикла. Виды циклов.
74.Термодинамические процессы.
75.Диаграмма состояния воды и водяного пара.
76.Уравнение первого закона термодинамики.
77.Основные параметры состояния тела.
78.Термодинамические процессы идеальных газов.
79.Формулировки и выражение второго закона термодинамики.
80.Обратимый и необратимый циклы.
81.Уравнение состояния идеального газа.
82.Внутренняя энергия, работа и теплота.
19
83.Понятие энтальпии и энтропии.
84.Термодинамические процессы идеальных газов: изменение энтальпии и
энтропии.
85.Теплоемкость газов.
86.Круговой термодинамический процесс или цикл.
87.Понятия термодинамической системы, рабочего тела. Примеры термодинамических систем.
88.Равновесное и неравновесное состояния.
89.Параметры состояния и термодинамические процессы в диаграммах состояния.
90.Понятие реального газа, уравнение состояния реального газа.
91.Отличительные особенности идеального газа от реального газа.
92.Виды теплоемкостей, применяемых в расчетах. Зависимость теплоемкости от температуры.
93.Теплопроводность при нестационарном режиме. Неограниченная плоская
стенка.
81. Реактор в подкритическом состоянии.
82. Анализ уравнений кинетики реактора.
83. Реактор в надкритическом состоянии.
84. Критическое состояние реактора с источником нейтронов и без.
85. Методы изменения реактивности реактора.
86. Метод обратного умножения. Построение кривой обратного счета.
87. Кинетика реактора при положительном скачке реактивности.
88. Кинетика реактора при отрицательном скачке реактивности.
89. Органы регулирования реактором, дифференциальные и интегральные
характеристики регулирующих стержней.
90. Системы управления и защиты реакторов ВВЭРи РБМК, сигналы аварийной защиты.
91. Определение эффективности регулирующих органов и запаса реактивности реактора.
92. Режимы перегрузок топлива: идеализированные и реальные, достоинства и недостатки.
93. Физический пуск реактора, пуск после перегрузки топлива, остановка
реактора.
94. Система внутриреакторного контроля.
95. Ионизационные камеры для регистрации нейтронов. Датчики прямой
зарядки.
96. Исполнительные органы системы управления и защиты.
97. Аппаратура контроля нейтронного потока. Диапазоны измерения
плотности потока нейтронов.
20
98. Выгорающие поглотители
99. Биологическое действие излучений.
100. Нормы радиационной безопасности.
101. Метод сечения выведения.
102. Метод длин релаксации.
103. Ослабление γ-излучения в биологической защите, фактор накопления.
104. Основные требования к материалам защиты. Показатели защитных
свойств материалов. Классификация материалов защиты.
105. Радиационная безопасность при транспортировке радиоактивных
веществ.
106. Классификация радиоактивных отходов.
107. Хранение и захоронение радиоактивных отходов.
108. Радиоактивные выбросы АЭС.
109. Инциденты и аварии на АЭС с выходом радиоактивных продуктов в
окружающую среду.
110. Восточно-Уральский радиационный след.
111. Авария на ТМА-2.
112. Радиационная катастрофа на ЧАЭС-4.
113. Экологические движения и работа с населением.
114. Основные требования к ядерному топливу. Виды ядерного топлива
и топливные циклы. Энерговыроботка и глубина выгорания.
115. Структура и свойства металлического урана. Влияние облучения на
свойства урана.
116. Керамическое топливо. Классификация керамического топлива. Диоксид урана и его свойства. Производство изделий из компактной двуокиси урана и требования к ним.
117. Оксиды плутония и тория, смешанные оксиды, их свойства, достоинства и недостатки. Карбидное топливо и его свойства.
118. Требования предъявляемые к теплоносителям. Рабочие параметры
теплоносителей. Затраты на прокачку.
119. Требования к водному теплоносителю. Теплофизические свойства
воды и водяного пара. Замедляющие свойства тяжелой и легкой воды.
Паровой коэффициент реактивности.
120. Общие требования к замедлителям. Свойства графита и его радиационная стойкость. Особенности реакторов с графитовым замедлителем. Энергия Вигнера.
121. Характеристики бериллия, проблемы и перспективы его использо-
21
вания в ядерной энергетике.
122. Сплавы магния, алюминия и циркония, ядерно-физические, теплофизические и механические характеристики.
123. Нержавеющие стали, ядерно-физические, теплофизические и механические характеристики.
124. Поглощающие материалы и их свойства. Формы использования поглотителей.
22
III. ЗАДАЧИ
междисциплинарного экзамена по специальности 140305
"Ядерные реакторы и энергетические установки".
1. Определить энергию возбуждения ядра 4Не, возникшего в результате захвата протона с кинетической энергией Тр покоящимся ядром 3Н.
2. При пропускании пучка нейтронов со скоростью 2200 м/с через кадмиевый фильтр толщиной 0.06 мм интенсивность потока уменьшилась вдвое.
Определить сечение поглощения тепловых нейтронов.
3. Найти полный поток нейтрино и уносимую им мощность из реактора с
тепловой мощностью 20МВт, считая, что на каждое деление приходится
пять бета-распадов осколков, для которых суммарная энергия нейтрино
составляет около 11 МэВ.
4. Какова концентрация нейтронов в активной зоне реактора мощностью 1
ГВт? Обогащение по 235U - 4%, топливо – UO2.
5. В урановой руде отношение числа атомов 238U к числу атомов 206РЬ
равно к. Оценить возраст руды, предполагая, что весь 206РЬ имеет радиоактивное происхождение.
6. Определить массу U235, подвергшуюся делению при взрыве атомной бомбы с тротиловым эквивалентом 30 кг, если тепловой эквивалент тротила
равен 4.1 кДж/г.
7. Какая скорость деления U соответствует мощности 1000 МВт?
8. Какова должна быть толщина кадмиевой пластины, чтобы поток тепловых нейтронов при прохождении через нее уменьшился в 100 раз?
9. Золотая пластинка площадью 1 см2 и толщиной 20 мк облучалась в течение суток пучком тепловых нейтронов в направлении, нормальном к пластине. Вычислить плотность потока, если известно, что активность золотой пластинки по окончании облучения оказалась равной 20 мКи.
10.Десять последовательно установленных золотых фольг одинакового размера и толщины 0.2 г/см2 каждая облучаются в параллельном потоке тепловых нейтронов, падающем по нормали к поверхности фолы. Определить, во сколько раз активность десятой фольги меньше активности первой.
11.Определить годовой расход U235 на атомной электростанции мощностью
1 ГВт, если обогащение по U235 4.4%, выгорание 50%.
12.Определить мощность реактора на тепловых нейтронах при Ф = 1013
н/(см2·с), если загрузка урана с обогащением по U235 3% составила 75 т.
13.Сколько нейтронов будет в сотом поколении, если процесс деления начинается с 1000 нейтронов и коэффициент размножения равен 1.05?
14.На сколько процентов увеличивается количество делений в очередном
поколении при реактивности 0,003?
23
15.Найти период реактора (время, в течение которого его мощность увеличится в е раз), если коэффициент размножения равен 1.01 и среднее время
жизни одного поколения нейтронов равно 0.1с.
16.Какой глубине выгорания в МВт сут/т соответствует выгорание 1% загруженного топлива?
17.В реакторе-размножителе, имеющем КВ=1.5, загруженное топливо массой т0 выгорает за 5 лет. Чему равен годовой прирост топлива?
18.Определить ∆k и ρ для следующих значений kэфф: 1.25; 1.02; 1.001. В каком случае ∆k ≈ ρ.
19.Мощность ЯР после высвобождения ρ >0 увеличилась за 1 мин от 10 до
27%NHOM. Чему равен период удвоения?
20.Определить ρ, соответствующую kэфф= 0,7 и выразить ее во всех известных единицах реактивности.
21.Какой ρзап должен иметь реактор в разогретом состоянии, чтобы он смог
работать на NHOM в течение 20 часов.
22.Реактор в течение многих суток работал на NHOM. Можно ли снизить мощности до 40% при ρзaп=l,5%.
23.ЯР имеет Фном>1014 н./(см2 •с). Стационарное отравление Хе для NHOM ρ0Xe=
4.5%, йодная яма ρия=5.5%, прометиевый провал ρпп=-6%. Как будет изменяться ρзaп вследствие изменения концентрации Хе и Sm после остановки
реактора, который работал более 10 суток на NHOM.
24. Оценить, сколько нужно загрузить 235U в активную зону реактора на тепловых нейтронах, чтобы получить N = 3 ГВт при Ф = 1013 н/(см2.с).
25. Рассчитать тепловой эффект реакции В10(n,) Li7.
26. Сколько времени можно находиться в помещении, в котором мощность
дозы составляет 5,4 мбэр/час, чтобы не превысить суточную допустимую
дозу?
Определить массу и удельную активность -активных нуклидов: 1)
210
238
.
9
84 Po (Т1/2=138,4 сут); 2) 92 U (Т1/2=4468 10 лет), имеющих активность 1 Ки и 1
Бк.
27. Измерение активности А радиоактивного нуклида через каждые 2 часа
дало следующие результаты: 21,5; 12,3; 7,0; 3,9; 2,2; 1,3 Ки. Оценить Т1/2
нуклида.
28. Определить К критического ЯР на тепловых нейтронах, вероятность
утечки нейтронов из которого равна 5%.
29.Определить К в чистом 235U и 239Pu.
30. Определить  нейтрон
в гомогенном ЯР с загрузкой топлива 100 кг 235U
2

см с

при работе на мощности 200 МВт.
31. Определить годовой расход топлива установки ВВЭР-440, если Ким =
0,75, B =25000 МВт сут/т.
24
32. На электростанции установлено три турбогенератора мощностью
N=25.103 квт каждый. Определить среднюю нагрузку станции и коэффициент использования установленной мощности (Кум), если энерговыработка за один год составила Э = 30.107 квт.час.
33. Какова оптимальная средняя температура подвода тепла к циклу, если
максимальная температура в реакторе t=650оС, а топливная составляющая
Ст=0?
34.Как определить толщину первичной защиты реактора, если поток быстрых нейтронов, падающих на неё, составляет Фбн = 1011 см-2.с-1.
35.Определить и сравнить скачки мощности в реакторе с горючим U-233, U235 и Рu-239 при резком освобождении (гашении) реактивности от нулевого значения на величину  = 0,1%.
36.На сколько процентов от исходной изменится мощность реактора сразу
же после скачка реактивности на а) + 3 т.д. б) – 3 т.д. при эффективной
доле запаздывающих нейтронов 7 т.д.?
37.В каком из случаев а) эффективный коэффициент размножения 1,02 или
б) реактивность 2 т.д. ЦРД развивается быстрее?
38.Чувствительность АКНП равна 105 нсм-2с-1. Чему равна плотность потока
нейтронов в реакторе, обусловленная спонтанным деление5м и фотонейтронами, если при высвобождении реактивности 1 т.д. показания прибора
изменились с 2 до 5 единиц шкалы?
39.Какой скачок реактивности произошёл в критическом реакторе, если
мощность резко возросла на 10% по сравнению с исходной и продолжает
расти? Эффективная доля запаздывающих нейтронов в реакторе составляет 7 т.д.
60
40.Определить активность 27
Со (Т1/2 = 5,25 года) через 5 лет, если в данный
момент она равна 100 мКu = 3,7109 Бк.
41.Определить активность 1 т природного урана и массу 210Ро, имеющего такую же активность.
42.Сечение выведения (быстрых нейтронов) в активной зоне реактора составляет 0,336 см-1, объём активной зоны 1,32103 м3. Определить плотность потока быстрых нейтронов, падающих на защиту, если мощность
реактора равна 1,8103 Мвт.
43.Определить удельную мощность реактора, Мвт/м3, имеющего защиту из
графита толщиной 0,5 м, свинца – 9 см и бетона толщиной 2,7 м (бет = 13
см, с = 15,9 см, Pb= 0,118 см).
44.Определить наведённую активность радионуклида 31Р массой 7 г, облучённого потоком тепловых нейтронов плотностью 1013 см-2с-1 в течение 60
суток, если Т1/2 = 14,3 сут,  = 0,1910-24 см2. Выгоранием атомов фосфора
пренебречь.
25
45.Определить кратность ослабления плотности потока быстрых нейтронов
деления от точечного изотропного источника защитой, состоящей из 18
Pb
см свинца и 10 см воды. (  выв
= 0,116 см-1,  H 2O = 10 см). Учесть расстояние между источником и детектором.
46.Поглощённая доза в ткани при облучении потоком тепловых нейтронов
составляет 100 мкГр. Какой поглощённой дозе фотонного излучения она
соответствует по биологическому действию?
47.Определить необходимую толщину бетонной защиты, если на расстоянии
Cj
 84,2
4 м от оператора находится ТИИ 60Со, активностью 2,18 Ku ( Г CU
аГр м 2
с Бк
).
48.Определить термический кпд цикла Ренкина и сравнить его с кпд цикла
Карно для следующих условий:
1) Параметры пара перед турбиной: t0 = 5600С, i0 = 3499 кдж/кг.
2) Энтальпия пара в конце цикла расширения iк = 1990 кдж/кг.
3) Параметры воды в конденсаторе: : tл = 260С, iв = 109,8 кдж/кг.
Работой насоса пренебречь.
49.Реактор РБМК-1000 имеет обогащение топлива 2,5%, Ксн = 7%, глубина
выгорания топлива 50%. пределить: величину удельной энерговыработки
B , энерговыработку за год и годовой расход топлива.
50.Определить скорость делений и радиационных захватов в размножающей
среде с 235U, в которой плотность тепловых нейтронов равна 10 7 см-3,
ядерная плотность 235U – 1019 см-2с-1, σf5 = 582 б, σс5 = 101 б.
51.Ядерный реактор работает на мощности 10 МВт. Потеря нейтронов в результате поглощения без деления составляет 60 %. Сколько нейтронов
вылетит за пределы активной зоны?
52.Ядерный реактор с первоначальной загрузкой 5 т U, обогащенного до 4%,
выработал 106 МВт*час тепла. Определить глубину выгорания топлива в
разных единицах измерения.
53.Какой процент 238U может быть теоретически использован в природном
уране при работе реактора на тепловых нейтронах с КВ=0.8.
54.Ядерный реактор выработал 106 МВт*час тепла. Сколько шлаков накопилось в его активной зоне?
55.Какую энеговыработку выработал реактор на тепловых нейтронах, если в
нем выгорело 2 кг 235U?
56.На какой тепловой мощности работает ядерный реактор, если расход горючего составляет 1 кг 235U в сутки?
57.Реактор на тепловых нейтронах выработал 300 000 МВт*час на мощности
100 МВт. Определить скорость выгорания горючего в единицу времени.
26
58. Определить процентное содержание 235U в горючем в конце кампании
реактора на тепловых нейтронах, имеющего энергоресурс 200 000
МВт*час и первоначальную загрузку 25 кг природного урана.
59.Реактор с первоначальной загрузкой 4 т урана с обогащением 3 % вырабоал 5.1*106 МВт*час тепла. Определить глубину выгорания горючего.
60.Атомная электростанция имеет электрическую мощность 500 МВт. Реактор работает на естественно уране с глубиной выгорания 3.5 кг/т. К.п.д.
станции равен 28%. Число часов работы реактора за год в пересчете на
номинальную мощность равно 7000 час/год. Определить удельный
(г/МВт*час) и полный расход горючего.
61. Реактор выработал 50000 МВт*час тепла. Сколько шлаков накопилось в
активной зоне.
62. Реактор, имеющий номинальную мощность 150 МВт работал в следующем режиме: на мощности 50% Nном – 15 суток, на мощности 80% Nном
– 40 суток, на мощности 100% Nном – 60 суток. Определить среднюю моность, энерговыработку реактора (в МВт*час) и время работы в эффективных сутках.
27
ЛИТЕРАТУРА
1. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алтухов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. - 2 изд.-М.:Энерго-издат,1989.
2. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учебное пособие. - М.:Энергоатомиздат, 1984.
3. Фейнберг СМ., Шихов СБ., Троянский В.Б. Теория ядерных реакторов, т.1. М.:Атомиздат, 1978.
4. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. Учебное пособие. - М:Энергоиздат, 1981.
5. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное пособие. М.:Энергоатомиздат, 1985.
6. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. -М.:-ИЛ, 1961.
7. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для вузов.М.:Энергоатомиздат, 1985.
8. Саркисов А.А., Пучков В.Н. физика переходных процессов в ядерных реакторах.
М.:Энергоатомиздат, 1983.
9. Алешин В.И. и др. Судовые ядерные реакторы. Судостроение. М., 1967.
10. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.
М.:Энергоатомиздат, 1986.
11. Самойлов О.В. и др. Безопасность ядерных энергетических установок.
М.:Энергоатомиздат, 1989.
12. Д.Белл, С.Глистон. Теория ядерных реакторов. М.:Атомиздат, 1974.
13. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов.
М.:Энергоатомиздат, 1985.
14. Левин В.Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1975.
15. Кузнецов В.А. Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостроение, 1988.
16. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.: ЭА, 1984.
17. Гусев Н.Г., Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений. - М.:ЭАИ, T.I - 1989, т.21990.
18. Инженерный расчет защиты атомных электростанций. Ред. Веселкин А.П. - М.:ЭАИ,
1976.
19. Егоров Ю.А. Основы радиационной безопасности атомных электростанций. - М.: Атомиздат, 1982.
20. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. - м.: ЭАИ, 1987.
21. Самарский А.А. Введение в теорию разностных схем. М., Наука, 1982.
22. Тихонов А.Н., Костомаров Д.П. Вводные лекции по прикладной математике. М., Наука,
1984.
23. Справочное пособие по приближенным методам решения задач высшей математики
/Бородич Л.И., Герасимович А.И., Минск, 1986.
24. Турчак Л.И. Основы численных методов. М., 1987.
25. Ганчев Б.Г. и др. Ядерные энергетические установки. М. Энергоатомиздат, 1983.
26. Маргулова Т.Х. Атомные электрические станции. М.: ВШ., 1974.
27. Кузнецов Н.М. и др. Энергетическое оборудование блоков АЭС. Л.Машиностроение,
1981.
28. Федик И.И., Колесов B.C., Михайлов В.Н. Температурные поля и термонапряжения в
28
ядерных реакторах. М.-.Энергоатомиздат, 1985.
29. Петухов B.C., Генин Л.Г., Ковалев С.А. Теплообмен в ядерных энергетических установках. М.:Атомиздат, 1974.
30. Тепловыделение в ядерном реакторе /Ё.С.Глушков, В.Е.Демин, Н.Н.Пономарев-Степной,
АА.Хрулев; Под ред. Н.Н.Пономарева-Степного. М.: Энергоатомиздат, 1985.
31. Б.А.Дементьев. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат,
1986.
32. Динамика ядерных реакторов /В.Ф.Колесов, П.А.Леппик, С.П.Павлов и др.; Под ред.
Я.В.Шевелева. М.:Энергоатомиздат, 1990.
33. В.В.Герасимов, А.С.Монахов. Материалы ядерной техники. М.:Атомиздат, 1973.
34. СА.Улыбин. Теплоносители энергетических реакторов. М-Л.:Энергия, 1966.
35. Д.М.Скоров. Реакторное материаловедение. М.:Атомиздат, 1968.
36. С.Т.Конобеевский. Действие облучения на материалы. М:Атомиздат, 1967.
37. А.С.Займовский, В.В.Калашников, И.С.Головин. Тепловыделяющие элементы ядерных
реакторов. М.:Атомиздат, 1986.
38. Л.Г.Самойлов. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.:Энергоатомиздат,
1985.
39. Холл Э. Радиация и жизнь. М. Медицина, 1989.
40. Холл Э. Радиационные дозы, эффект, риск. М.:Мир, 1988.
41. Справочник по ядерной энерготехнологии /Перевод с англ. под ред. В.А.Легасова.
М.:Энергоатомиздат, 1989.
42. Кошелев Ф.П., Колпаков Г.Н., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Ч.1. Изд-во ТПУ, г.Томск,
1997. Ч.2. Изд-во ТПУ, г.Томск, 1997.
43. Алтухов Д.Е., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Расчет нестационарных и переходных
нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых нейтронах. Учебное пособие.
Изд-во ТПУ, г.Томск, 1998.
44. Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность,
экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. Изд-во «Янсон», г.Томск,
1999.
45. Шаманин И.В., Кошелев Ф.П., Ухов А.А. Торий в ядерных реакторах: физика, технология, безопасность. Учебное пособие. Изд-во ТПУ, г.Томск, 2001.
46. Колпаков Г.Н. Ядерно-топливные материалы. Учебное пособие. Изд-во ТПУ, г.Томск,
1996.
47. Колпаков Г.Н., Шепотенко Н.А. Основы надежности ЯЭУ. Учебное пособие. Изд-во ТПУ,
г.Томск, 2002.
48. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Колпаков Г.Н., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Изд-во ТГУ,
г.Томск, 2002.
29
СОСТАВИТЕЛИ:
Беденко С.В.
Бойко В.И.
Долматов О.Ю
Исаченко Д.С.
Кадлубович Б.Е.
Колпаков Г.Н.
Кузнецов М.С.
Ломов И.В.
Нестеров В.Н.
Селиваникова О.В.
Семенов А.О.
Чертков Ю.Б.
Программа и вопросы междисциплинарного экзамена бакалавров направления
140800 «Ядерные физика и технология» по профилю "Ядерные реакторы и
энергетические установки" рассмотрена и утверждена на методическом семинаре кафедры ФЭУ.
" "
2014 г.
И.о. заведующего кафедрой ФЭУ
О.Ю. Долматов