Поиск в базе сайта:
Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти icon

Рабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти




Скачать 367.41 Kb.
НазваниеРабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти
Дата конвертации16.02.2013
Вес367.41 Kb.
КатегорияРабочая программа

Рабочая программа учебной дисциплины



Ф ТПУ 7.1-21/01










УТВЕРЖДАЮ

Проректор-директор: ФТИ

_____________ В.П. Кривобоков

«_______»___________2011 г.


Методы и техника преобразования энергии деления ядер в тепловую энергию


Рабочая программа для направления ^ 011200 “Физика”, магистерская программа 011200.25 “Физико-технические проблемы атомной энергетики

(номер и название направления, специальности, специализации)

Институт _________Физико-технический (ФТИ)______________

(полное название и сокращенное обозначение)

Обеспечивающая кафедра Физико-энергетические установки__

Курс _____2___

Семестр ____^ 3 _

Учебный план набора _2011
___ года с изменениями ________ года


Распределение учебного времени

Лекции

36

часов(ауд.)

Лабораторные занятия




часов(ауд.)

Практические (семинарские) занятия

27

часов(ауд.)

Курсовой проект в ____ семестре




часов(ауд.)

Курсовая работа в ____ семестре




часов(ауд.)

^ Всего аудиторных занятий

63

часов

Самостоятельная (внеаудиторная) работа

54

часов

^ Общая трудоемкость

117

часов

Экзамен в 3 семестре







Зачет в ___ семестре







Дифзачет в ____ семестре









2011





Предисловие

1. Рабочая программа составлена на основе ГОС по направлению 011200 «Физика», магистерская программа 011200.25 “Физико-технические проблемы атомной энергетики”, утвержденного приказом Федерального агентства по образованию РФ


РАССМОТРЕНА и ОДОБРЕНА на заседании обеспечивающей кафедры ФЭУ

2. Разработчик(и)


доцент ФЭУ А.Г. Коротких

(должность) (кафедра) (И.О.Фамилия)

доцент ФЭУ Г.Н. Колпаков

(должность) (кафедра) (И.О.Фамилия)

3. Зав. обеспечивающей кафедрой ФЭУ В.И. Бойко

(И.О.Фамилия)


4. Рабочая программа СОГЛАСОВАНА с факультетом, выпускающими кафедрами специальности; СООТВЕТСТВУЕТ действующему плану.


Зав. выпускающей кафедрой ФЭУ В.И. Бойко

(И.О.Фамилия)


Документ:

Дата разработки










УДК 621.1: 621.039.5

Ключевые слова: энергия деления ядер, тепловыделение, теплообмен, гидродинамика, ядерный реактор, теплотехническая надежность.




Рабочая программа дисциплины «Методы и техника преобразования энергии деления ядер в тепловую энергию» определяет ее объем, содержание, порядок изучения и преподавания, а также способы контроля результатов усвоения теоретических, инженерных и методологических вопросов тепловыделения, теплообмена и гидродинамики ядерных реакторов, их теплотехнической надежности.
Abstract


The working program of discipline «Methods and transformation technique of nucleuses fission energy in thermal energy» determines a subject’s volume, content, order of study and teaching, also directions for inspection of results of theoretical, engineering and systematic questions of heat generation, heat exchange, thermotechnical reliability and hydrodynamics of nuclear reactors.

^

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ


Цели преподавания дисциплины

Магистр должен знать:

  • основные сведения о ядерных реакторах как источниках энергии;

  • процессы, ответственные за тепловыделение в активной зоне ядерного реактора;

  • распределение тепловыделения по элементам активной зоны;

  • тепловыделение в ядерном реакторе после его пуска или оставновки;

  • физико-математические модели теплогидравлических процессов в реакторе и первом контуре установки, которые включают в себя дифференциальные уравнения переноса массы, движения и энергии в отдельном канале тепловыделяющей сборки (ТВС) и тех же субстанций для всей сети реактора и первого контура;

  • методы проведения поверочных теплогидравлических расчетов, основанных на технологической схеме первого контура, режимных параметрах, конструкционных и теплотехнических характеристиках активной зоны, гидравлических характеристиках элементов контура циркуляции, теплофизических свойствах материалов;

  • методы физического профилирования поля энерговыделения в активной зоне и элементах ее конструкции, основанные на физических особенностях протекания элементарных ядерных процессов;

  • методы гидравлического профилирования поля энерговыделения в активной зоне, основанные на особенностях гидравлики жидкостей (в т. ч. многофазных) и газов в каналах сложной конфигурации;

  • методы определения напряженного состояния элементов конструкции активной зоны;

  • основные требования, предъявляемые к степени детализации теплогидравлических процессов при номинальных параметрах реактора, частичных загрузках, при запуске и расхолаживании реактора, при аварийных ситуациях.

^ Магистр должен уметь:

  • определять мощность ТВС из заданных нейтронно-физических полей в активной зоне;

  • определять расход теплоносителя через реактор по гидравлическим характеристикам контура и насосов;

  • определять расходы теплоносителя через ТВС при заданных способах гидравлического профилирования;

  • определять гидравлические потери в ТВС;

  • определять распределения в ТВС удельных тепловых потоков, энтальпии, температуры, давления, паросодержания;

  • определять коэффициенты гидравлического сопротивления в элементах ТВС;

  • определять критические плотности тепловых потоков в ТВС;

  • определять коэффициенты теплоотдачи;

  • определять распределения температуры в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ), в твердом замедлителе, в подвижных органах управления и защиты реактора;

  • определять параметры термонапряженного состояния элементов конструкции активной зоны реактора;

  • определять теплотехническую надежность ТВС и активной зоны в целом;

  • определять оптимальные схемы загрузки и движения топлива в активной зоне;

  • определять профили энерговыделения в активной зоне и элементах ее конструкции в различных режимах (базовый, аварийный и переходный).

Магистр должен иметь опыт:

  • проведения теплогидравлического расчета реакторов;

  • сопряжения результатов теплогидравлического расчета с физическим, прочностным и экономическим с целью обоснования параметров реактора ядерной установки, ее теплотехнической надежности;

  • контроля и интерпретации теплогидравлических параметров активной зоны действующих и остановленных реакторов.



Задачи изложения и изучения дисциплины

Задачи изложения и изучения дисциплины обеспечивают освоение специалистами теоретических, инженерных и методологических вопросов тепловыделения, теплообмена и гидродинамики ядерных реакторов, их теплотехнической надежности.

Задачи изложения и изучения дисциплины реализуются в следующих формах деятельности:

  • лекции, направленные на получение информации и алгоритма действия в образовательном процессе;

  • консультации, проводимые преподавателем и направленные на развитие навыков самостоятельной деятельности с использованием литературных источников, справочной литературы согласно алгоритму «самостоятельная работа»;

  • самостоятельная внеаудиторная работа, направлена на приобретение навыков самостоятельного решения проблемных заданий с использованием обязательной и дополнительной литературы и реализуется в виде выполнения домашнего задания на семестр из 24 задач по 10 разделам дисциплины, подготовки реферата и углубленного изучения ряда тем;

  • текущий контроль за деятельностью магистрантов осуществляется на аудиторных занятиях в виде контроля результативности, в виде письменного или компьютерного варианта тестового контроля;

  • рубежный контроль включает две контрольные работы и два теоретических коллоквиума, характеризующих степень усвоения материала, содержание которых находится в соответствии с календарным планом изучения дисциплины;

  • контроль деятельности магистрантов производится в рамках рейтинговой системы, принятой в ТПУ и стимулирующей систематическую познавательную деятельность.



^ СОДЕРЖАНИЕ ТЕОРЕТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ (лекции – 36 часов)


Модуль 1. Основные уравнения переноса при течении теплоносителей в каналах

Уравнение сохранения массы (сплошности или неразрывности). Уравнение динамики сплошной среды. Уравнение баланса полной энергии сплошной среды. Уравнение распространения тепла. Порядок определения теплогидравлических параметров реактора.


^ Модуль 2. Процессы, ответственные за тепловыделение в активной зоне ядерного реактора

Замедление быстрых нейтронов, перенос гамма-квантов, деления ядер горючего. Расчет функции, описывающей распределение объемной плотности тепловыделения в активной зоне.


Модуль 3. Распределние тепловыделения по элементам активной зоны

Среднее распределение в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, источники первичной энергии, распределяющейся в объеме активной зоны. Распределение тепловыделения и температуры в тепловыделяющем элементе, замедлителе, теплоносителе, отражателе и органах регулирования. Распределение тепловыделения и температуры по высоте и радиусу активной зоны, влияние на него положения органов регулирования.


Модуль 4. Выравнивание поля энерговыделения по объему активной зоны

Физическое профилирование реактора: способы, процедура расчета оптимального объемного распределения концентрации топлива, практическая реализация на примере реакторов типа ВВЭР, РБМК, ГГР.

Модуль 5. Остаточное тепловыделение

Распределение остаточного тепловыделения по времени и по элементам конструкции ядерного реактора. Системы аварийного охлаждения реакторов, альтернативные концепции отвода остаточного тепла. Естественная циркуляция теплоносителя и ее использование.


Модуль 6. Переходные тепловые процессы в ядерных реакторах

Процедура расчета переходных тепловых процессов. Анализ процессов при гипотетической аварии в реакторе с водяным теплоносителем под давлением: внезапный отказ приводов насосов контура многократной принудительной циркуляции, органов регулирования и защиты.


^ Модуль 7. Безопасность реактора «в теплофизическом смысле»

Критерии безопасности «в теплофизическом смысле». Постоянные времени для цилиндрических и пластинчатых элементов конструкции ядерного реактора. Разгонная характеристика для одиночного скачка входного параметра (температура теплоносителя, нейтронная мощность). Термические сопротивления в элементах технологического канала активной зоны. Кипение теплоносителя, кризисы теплообмена, пароциркониевая реакция.


Модуль 8. Температурные поля и термические напряжения в элементах конструкции активной зоны

Причины возникновения термических напряжений. Расчет термических напряжений в топливной таблетке, оболочке тепловыделяющего элемента, блоке твердого замедлителя. Статистические методы описания прочности и целостности элементов конструкции активной зоны.


Модуль 9. Теплогидравлический расчет состояния технологического канала

Локальные коэффициенты теплоотдачи. Поправки на гидравлическую и тепловую стабилизацию. Местные гидравлические сопротивления и их влияние на отвод тепла к теплоносителю. Численные методы расчета полей температур элементов конструкции активной зоны.


^ Модуль 10. Теплотехнические характеристики основных типов энергетических реакторов

Корпусные реакторы с некипящей водой (типа ВВЭР). Канальные водо-графитовые реакторы с кипящей водой (типа РБМК). Реакторы размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем – натрием (типа БН).

^

СОДЕРЖАНИЕ ПРАКТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ


Тематика практических (семинарских) занятий (27 часов):

  1. Тепло, образующееся в реакторе при делении ядер горючего и при радиоактивном распаде продуктов деления. Аккумуляция и высвобождение тепловой энергии в материалах активной зоны реактора.

  2. Распределение температуры в топливных элементах реактора, в компенсирующих стержнях.

  3. Неравномерность поля энерговыделения в активной зоне реактора. Максимальные допустимые тепловые нагрузки.

  4. Теплообмен в ядерных реакторах.

  5. Теплообмен излучением в газоохлаждающих реакторах.

  6. Разогрев первого контура реактора, газовые и паровые компенсаторы объема.

  7. Отвод тепловой энергии при хранении и транспортировке отработанного топлива и радиоактивных отходов.

  8. Термонапряженное состояние тепловыделяющих элементов и блоков твердого замедлителя.

  9. Тепловое состояние элементов технологического канала в базовом режиме работы.



Программа самостоятельной познавательной деятельности

Самостоятельная (внеаудиторная) работа студентов состоит в:

  • проработке лекционного материала 

  • подготовкe к практическим занятиям 

  • подготовке реферата –

  • подготовке к теоретическим коллоквиумам 

  • подготовке к контрольным работам –

  • выполнении домашних заданий –

  • самостоятельном изучении специальных разделов

курса по предложенной тематике 


Темы рефератов для самостоятельной подготовки

1. Опыт эксплуатации шаровых тепловыделяющих элементов.

2. Система аварийного охлаждения тяжеловодного реактора CANDU.

3. Система охлаждения реактора PWR.

4. Системы компенсации давления.

5. Парогенераторы судовых ядерных паропроизводящих установок (ЯППУ).

6. Температурные коэффициенты реактивности теплоносителей.

7. Тепловыделение и теплоотвод в высокотемпературных газографитовых реакторах.

8. Возгорание натрия в системах, содержащих натрий в первом контуре.

9. Тепловые аспекты безопасности в системах переработки и хранения отработавшего топлива.

10. Термоэмиссионные преобразователи энергии радиоактивных превращений.

11. Концепции преобразования энергии деления в ядерных ракетных двигателях.

12. Парогенераторы газоохлаждаемых реакторов.

13. Системы охлаждения быстрых реакторов с газовым теплоносителем.

14. Тепловыделение в зоне воспроизводства быстрых реакторов.

15. Методы экспериментального определения тепловыделения в активной зоне.

16. Последовательность развития событий при аварии реактора PWR с потерей теплоносителя через крупный разрыв.

17. Системы охлаждения при транспортировке и захоронении радиоактивных отходов.

18. Типичная временная динамика максимальной температуры оболочки тепловыделяющего элемента при максимальной проектной аварии.

19. Максимальная проектная авария газографитового реактора: последовательность развития событий.

20. Паровые взрывы: взаимодействие топлива с теплоносителем.

21. Последовательность событий при плавлении активной зоны.

22. Использование тепловых трубок в ядерных реакторах и энергетических установках с термоэмиссионным преобразованием энергии.

23. Тепловыделение и теплоотвод в импульсных самогасящихся ядерных реакторах.

24. Импульсные и разгонные характеристики ТВЭЛ различной конфигурации.

25. Модели осесимметричного нагружения цилиндрического стержневого ТВЭЛ.

26. Разрыв главного циркуляционного трубопровода первого контура ЯППУ ВВЭР–440: развитие аварии, тепловые и теплогидравлические процессы.

27. Ядерные энергетические установки (ЯЭУ) с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием энергии.

28. Тепловые схемы судовых ЯЭУ.

29. Тепловые схемы бортовых ЯЭУ космических аппаратов.

30. Образование пограничного слоя в технологических каналах и его влияние на отвод тепла из активной зоны.

31. Вибрация конструкционных элементов активной зоны, связь ее интенсивности с режимом течения теплоносителя.

32. Мобильные малогабаритные ЯЭУ: схемы отвода и использования тепла.

^

Темы для углубленного самостоятельного изучения


1. Температурные поля в анизотропных телах (на примере шаровых тепловыделяющих элементов).

2. Нелинейные задачи теплопроводности в твердых телах (на примере изменения теплофизических свойств графита, использующегося в качестве замедлителя).

3. Численные методы расчета нестационарных и многомерных уравнений теплопроводности, описывающих распределение температуры в элементах конструкции активной зоны.

4. Численные методы исследования термонапряженного состояния элементов конструкции активной зоны.

5. Численные методы расчета вероятности разрушения стержневых конструкционных элементов активной зоны.

6. Оптимизация процесса нагрева и охлаждения элементов конструкции активной зоны с учетом релаксации механических напряжений.

7. Оптимизация тепловых процессов в многослойных конструкциях (оптимальное распределение топлива в сферическом тепловыделяющем элементе).

8. Деформационная реакция конструкционных материалов активной зоны при повышенных температурах.

9. Проектирование контура многократной принудительной циркуляции и технологического канала оптимальных размеров, течение в сложных контурах.

10. Возникновение неустойчивых состояний потока теплоносителя.

11. Кипение в ядерном реакторе – преимущества и недостатки.

^ ТЕКУЩИЙ И ИТОГОВЫЙ КОНТРОЛЬ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗУЧЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ


Максимальная рейтинговая оценка (общий рейтинг) составляет 850 баллов. В нее входят рейтинги: аудиторных занятий, контрольных работ, домашних заданий, реферата, двух коллоквиумов, экзамена.

^ Рейтинг домашних заданий (РДЗ) – это оценка за решение 24 внеаудиторных задач, предлагаемых магистрантам после аудиторного занятия. Если задачи решены правильно и в срок, то они оцениваются в 1 балл. Максимальный РДЗ равен 24 баллам.

^ Рейтинг реферата (РР) оценивается по двум категориям выполнения этой работы: подготовка и написание реферата (3 балла) и защита проделанной работы (дополнительно 5 баллов). Таким образом, максимальный РР – 8 баллов.

^ Рейтинг контрольных работ (РКР) оценивается по двум контрольным работам. Рейтинг каждой контрольной работы складывается из оценки за решение 5 задач в аудитории на контрольной работе. Максимальный РКР – 10 баллов.

Рейтинг коллоквиумов (РК). В семестре проводится два коллоквиума, по 80 баллов за каждый. Таким образом, максимальный РК – 18 баллов.

^

Вопросы теоретических коллоквиумов

Первый коллоквиум


  1. Конструкционные составляющие ЯР, подлежащие теплофизическому расчету. Определение температуры в объеме твердого замедлителя в безразмерных переменных: квадратное и треугольное расположение каналов.

  2. Стационарное распределение тепловыделения в ЯР: вид энергии, пробег, полная энергия. Вероятностная модель оценки прочности стержневой конструкции.

  3. Расчет объемной плотности тепловыделения, образованной осколками деления и гамма-квантами. Безразмерные числа, используемые при описании движения теплоносителя и теплообмена при этом. Признак турбулентизации течения.

  4. Расчет объемной плотности тепловыделения, образованной замедлением нейтронов. Образование пограничного слоя, его влияние на теплообмен. Изменение температуры поверхности ТВЭЛ по длине технологического канала.

  5. Распределение тепловыделения по АЗ и элементам ЯР; влияние на него положения органов регулирования. Процедура расчета теплового состояния теплоносителя и ТВЭЛ по длине технологического канала.

  6. Физическое профилирование ЯР. Кипение теплоносителя: недостатки и преимущества.

  7. Тепловыделение в твердом замедлителе, в отражателе и органах регулирования. Возможность проектирования саморегулируемого кипящего реактора.

  8. Уравнение теплопроводности для плоских и цилиндрических конструкционных элементов, постановка граничных условий при конвективном теплообмене. Режимы кипения теплоносителя.

  9. Нестационарный теплообмен в элементах ЯЭУ: термические сопротивления и постоянные времени для плоских и цилиндрических элементов конструкции. Кризисы теплообмена первого и второго рода.

  10. Разгонные характеристики: изменение температуры конструкционного элемента при линейном во времени изменении температуры, при экспоненциальном изменении мощности энерговыделения.

  11. Временное распределение нестационарного тепловыделения тепловыделения после остановки ЯР.

  12. Постоянная времени и термическое сопротивление для реальной конструкции ТВЭЛ, омываемого жидким теплоносителем. Остаточное тепловыделение.

  13. Термические напряжения в элементах конструкции ЯР: постановка задачи. Расчет коэффициента теплоотдачи при теплообмене теплоносителя с поверхностями технологического канала.

  14. Расчет составляющих тензора механических напряжений в сплошном цилиндре при линейном законе изменения температуры в нем: T(r)=T0 –Ar, где 0  r R. Коэффициенты гидравлической и тепловой стабилизации.

  15. Явный численный метод определения поля температур в блоке твердого замедлителя. Расчет теплоотдачи при кипении недогретого теплоносителя.



^
Второй коллоквиум

  1. Паро-циркониевая реакция.

  2. Изменение параметров в ТК в течении гипотетической аварии: отказ приводов насосов и органов регулирования.

  3. Условия безопасности реактора в теплофизическом смысле.

  4. Особенности реакторов с большим запасом на выгорание при профилировании поля тепловыделения.

  5. Особенности реакторов с малым запасом на выгорание при профилировании поля тепловыделения.

  6. Способ выравнивания тепловыделения при равномерном распределении ТВЭЛ по сечению активной зоны.

  7. Расчет распределения топлива, обеспечивающего постоянное тепловыделение по активной зоне при равномерном распределении ТВЭЛ по сечению активной зоны.

  8. Способ выравнивания тепловыделения при условии постоянства состава ТВЭЛ во всех ТК.

  9. Расчет распределения топлива, обеспечивающего постоянное тепловыделение по АЗ при условии постоянства состава ТВЭЛ во всех ТК.

  10. Возгорание натрия в технологических помещениях различных типов реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Скорость горения натрия.

  11. Математическая формулировка задачи расчета теплового состояния конструкций при натриевом пожаре.

  12. Конечно-разностная схема аппроксимации уравнения теплопроводности и граничных условий для него в области FeNaNa*Na2O.

  13. Последовательность вычислений при реализации метода прогонки для нестационарного уравнения теплопроводности без источника тепловыделения с граничными условиями 1 рода.

  14. Расчет распределения топлива, обеспечивающего постоянное тепловыделение по Аз при условии постоянства состава ТВЭЛ во всех ТК.



^

СОДЕРЖАНИЕ КОНТРОЛЬНЫХ РАБОТ


(примеры условий задач)
Контрольная работа №1

Задача 1: Оценить, с какой скоростью будет расти температура внутри ТВЭЛ, извлеченного из активной зоны через 1 месяц после остановки ЯР, который до этого работал на средней мощности до 60 МВт в течении 2 месяцев? Количество ТВЭЛ в активной зоне 5000 штук, каждый ТВЭЛ содержит 1500 г UO2 (cp=0,56 ккал/(кгK)).


Задача 2: Пределы прочности Zr, нержавеющей стали, Ni и Al составляют:

F0 [МПа]: 250, 290, 400, 500, соответственно;

модули Юнга: Е[ГПа]: 90, 200, 210, 70;

линейные коэффициенты теплового расширения:  [10–6 K–1]: 5.78, 12, 13, 23.3;

коэффициенты Пуассона: : 0.35, 0.28, 0.35, 0.31;

коэффициенты теплопроводности:  [Вт/(мK)], 23, 80, 91, 237.

Приняв толщину оболочки ТВЭЛ, выполненную из этих материалов, равной 0.3 мм, определить максимально допустимые значения теплосъема (плотности теплового потока, [Вт/м2]) в каждом случае.


Задача 3: Жидкие отходы с высоким уровнем излучения хранятся в емкости диаметром D = 6 м. Уровень жидкости в емкости 5 м. Тепло, выделяемое при распаде продуктов деления отводится водой, которая циркулирует по змеевику из нержавеющей стали. Внешний диаметр трубы 5 см. Вода попадает в змеевик при температуре 20 C и покидает при 25 C. Жидкие отходы за счет распада продуктов деления выделяют тепло с интенсивностью 14 кВт/м3. Температура отходов не должна превышать 35 C (для минимизации коррозии). Рассчитать: скорость воды, необходимую для охлаждения и длину трубы, при чем полный коэффициент теплоотдачи 350 Вт/(м2K), а удельная теплоемкость воды 4.19 кДж/(кгК).


Задача 4: Оценить температуру в центре цилиндрического ТВЭЛ из UO2, имеющего диаметр топливной таблетки = 11 мм, толщину стальной оболочки об = 0.9 мм, прослойку из гелия между топливом и оболочкой пр = 0.1 мм. Температура теплоносителя 260 C. В месте максимального энерговыделения qмах = 0.7106 ккал/(м2чК). Коэффициент теплоотдачи  = 30 кВт/(м2К). Коэффициент теплопроводности оболочки об =15 ккал/(мчК), гелия пр = 0.3 ккал/(мчK), урана UO2=2.5 ккал/(мчK).


Задача 5:Тепловыделяющий стержень ядерного реактора имеет теплопроводность 4 Вт/(мК) и диаметр 12 мм. Найти поверхностную плотность теплового потока для стержня и температуру на его поверхности, если температура на оси стержня равна 1000 С, а мощность внутренних источников теплоты  2108 Вт/м3.

^

Контрольная работа №2


Задача 1: После перегрузки топливных сборок LWR и их удалении из реактора они были установлены в бассейн охлаждения. В бассейне размещено 25 т топлива, ширина бассейна 10 м, длина 20 м, глубина воды в нем составляет 10 м. После 1 месяца выдержки происходит прекращение нормальной подачи воды в бассейн (мощность тепловыделения из 1 т топлива после 1 месяца выдержки составляет 70 кВт). Через какое время уровень воды понизится на 0.5 м из-за выпаривания? Предположите, что температура воды в момент прекращения подачи составляет 25 C, а объем топливных элементов пренебрежимо мал по сравнению с объемом воды в бассейне. Предположите, что удельная теплоемкость воды составляет 4.19 кДж/(кгK), плотность 1000 кг/м3, а скрытая теплота парообразования 2.25 МДж/кг. Потерями тепла в бассейне пренебречь.


Задача 2: Объем воды в первом контуре составляет 50 м3, ее температура ^ Т = 270 C, давление р = 140 кГс/см2. На сколько изменится объем воды в первом контуре и компенсаторе объема (КО) при снижении температуры до Т = 260 C. Рассмотреть случаи, когда КО – газовые (= 100 C, р = 140 кгс/см2, = 1.03710–3 м3/кг и паровые (= 350 C, р = 140 кгс/см2, = 1.5510–3 м3/кг).


Задача 3: Найти мощность внутренних источников теплоты и температуру на поверхности тепловыделяющего элемента ядерного реактора, если диаметр ТВЭЛ 10 мм, температура на его оси 1150 С, теплопроводность материала ТВЭЛ 3.5 Вт/(мК). ТВЭЛ охлаждается в среде, температура которой 430 С; коэффициент теплоотдачи равен 25103 Вт/(м2К).


Задача 4:ТВЭЛ ядерного реактора выполнен из смеси карбида урана и графита в виде цилиндрического стержня диаметром 12 мм. Объемная производительность источников тепла 3.88108 Вт/м3. Источники можно считать равномерно распределенными по объему. Теплопроводность материала стержня  = 58 Вт/(мК). Определить температуру и плотность теплового потока на поверхности ТВЭЛ, если его максимальная температура 2000 С.


Задача 5: Тепловыделяющий элемент ядерного реактора имеет наружный диаметр 25 мм. ТВЭЛ находится в трубе внутренним диаметром 31 мм. В кольцевом зазоре движется охлаждающая вода со скоростью 2 м/с и средней температурой 270 С. Найти средний коэффициент теплоотдачи и мощность внутренних источников теплоты ТВЭЛ, если температура его поверхности 305 С.
^

ВОПРОСЫ ВЫХОДНОГО КОНТРОЛЯ


  1. Расчет распределения температуры в ТВЭЛ.

  2. Решение уравнения теплопроводности для цилиндрического элемента методом конечных разностей.

  3. Расчет распределения температуры в блоке твердого замедлителя.

  4. Остаточное тепловыделение.

  5. Расчет плотности тепловыделения в блоке твердого замедлителя.

  6. Зонное профилирование тепловыделения.

  7. Расчет плотности тепловыделения в органах регулирования.

  8. Физическое радиальное профилирование тепловыделения.

  9. Определение локальных коэффициентов теплоотдачи по длине технологического канала.

  10. Термоупругие напряжения в элементах активной зоны.

  11. Распределение тепловыделения по объему активной зоны.

  12. Коэффициенты гидравлической и тепловой стабилизации.

  13. Нестационарный теплообмен, расчет температур на поверхности во времени для пластинчатого и цилиндрического тепловыделяющего элемента.

  14. Образование пограничного слоя и его влияние на теплообмен в технологическом канале.

  15. Кризис теплообмена в активной зоне.

  16. Затраты энергии на циркуляцию теплоносителя.

  17. Тепловыделение за счет осколков деления, замедляющихся нейтронов и гамма-квантов.

  18. Статистическое описание прочности графита.

  19. Теплофизические процессы в активной зоне при отказе насосов и органов регулирования.

  20. Коэффициент неравномерности тепловыделения по активной зоне.

  21. Определение объемной плотности тепловыделения, плотности теплового потока и линейной плотности тепловыделения по длине технологического канала.

  22. Искажение поля тепловыделения в активной зоне при изменении положения регулирующих стержней.

  23. Определение необходимой площади оребрения контейнеров для транспортировки радиоактивных отходов.

  24. Определение необходимой длины трубы змеевика (диаметр фиксирован) для отвода тепла из бассейна–хранилища радиоактивных отходов.

  25. Влияние коэффициентов теплоотдачи, геометрических характеристик и теплофизических свойств материалов ТВЭЛ на распределение температуры в нем.

  26. Распределение тепловыделения в отражателе.

  27. Роль теплообмена излучением в газографитовых реакторах.

  28. Роль кипения теплоносителя в водоохлаждаемых реакторах.

  29. Гипотетическая авария на водоохлаждаемом реакторе (паровой взрыв).

  30. Причины возбуждения пароциркониевой реакции и ее последствия.

  31. Натриевый пожар в технологическом помещении реактора на быстрых нейтронах.

  32. Обезвоживание активной зоны: теплофизические процессы.



^ ОБЯЗАТЕЛЬНЫЕ ДЛЯ ВЫПОЛНЕНИЯ ЗАДАЧИ

Задача № 1. Выведите выражение для расчета температуры центра топливной таблетки, предполагая, что внутреннее энерговыделение равномерно в пространстве, а теплопроводность не зависит от температуры. Температура поверхности таблетки задана, радиус таблетки r. Тепловым потоком на торцах таблетки пренебречь. Какова температура центра топливной таблетки, если она выполнена из UO2, линейная плотность тепловыделения ql = 45 кВт/м, температура на поверхности Тп = 600 С?


Задача № 1а. Для топливной таблетки, описанной в задаче № 1, расcчитать предельно допустимую линейную плотность тепловыделения, если температура в центре топливной таблетки не должна превышать 1500 С.


Задача № 1б. Рассчитать предельно допустимую линейную плотность тепловыделения для случаев, когда топливная таблетка выполнена из UO2, UC и UN, если температура в ее центре должна быть на 300 С ниже температуры плавления. Температура на поверхности таблетки во всех случаях составляет 600 С.


Задача № 2. Средняя температура оболочки ТВЭЛ во время аварии на реакторе MAGNOX составляет 350 С. ТВЭЛ представляет собой цилиндр диаметром 50 мм. Линейная плотность тепловыделения за счет распада продуктов деления состовляет 1330 Вт/м. Удельная теплоемкость топлива ср = 170 Дж/(кгК), его плотность  = 19 г/см3. Относительные излучательные способности поверхности ТВЭЛ и графита составляют 1 = 2 = 0.6. Теплоемкость оболочки ТВЭЛ на единицу длины составляет 1.2 кДж/(мК). Температура на поверхности графита составляет 240 С. Определить:

  1. тепловой поток на единицу длины ТВЭЛ, отводимый излучением;

  2. скорость, с которой ТВЭЛ будет разогреваться;

  3. полное количество тепла, отведенное излучением с единицы длины ТВЭЛ, за 50 секунд;

  4. на сколько это снизит прирост температуры в условиях отсутствия охлаждения теплоносителем.


Задача № 3. Рассчитайте местоположение и максимальную температуру оболочки топлива в наиболее энергонапряженном канале быстрого реактора при нормальном режиме потока теплоносителя. Может ли блокировка, ведущая к сокращению 50 % потока теплоносителя через канал, вызвать разогрев топливных элементов сверх температуры предела ползучести, равной 670 С, при превышении которой может произойти распухание оболочки топлива? Для расчетов возьмите реактор тепловой мощностью 3300 МВт с гексагональными топливными сборками, расстояние между противоположными гранями которых равно 135 мм, и считайте, что в каждой сборке содержится 325 топливных стержней диаметром 5.84 мм. Нормальный массовый расход теплоносителя через каждую сборку равен равен 39 кг/с, а высота активной зоны 1 м. Жидкий натрий поступает в активную зону с температурой 370 С. Максимальная линейная тепловая нагрузка топлива в наиболее энергонапряженной сборке активной зоны составляет 44 кВт/м и для проведения расчетов (уравнение для профиля теплового потока) предполагается, что он обращается в нуль на нижней и верхней границах активной зоны. Это упрощает расчеты, однако в действительности тепловая нагрузка на границах активной зоны стремится к конечной величине, и на самом деле в бланкете над и под активной зоной также происходит выделение тепла. Примите, что локальное значение линейной тепловой нагрузки удовлетворяет соотношению:

r = rmaxsin( z/L) = 44sin( z/L),

где z – расстояние от начала активной зоны; L – длина активной зоны.

Коэффициент теплоотдачи от топлива к натрию примите равным 55 кВт/(м2К) для условий номинального расхода теплоносителя и 32 кВт/(м2К) для 50 % номинального расхода. Удельную теплоемкость натрия возьмите равной 1275 Дж/(кгК).


Задача № 3а. Если для быстрого реактора из предыдущего примера сокращение расхода теплоносителя из-за блокировки будет больше 50 %, то в конечном итоге на поверхности топливных стержней начнется кипение натрия. Допуская, что закипание натрия происходит при достижении точки кипения, рассчитайте сокращение расхода, при котором в наиболее энергонапряженной ТВС началось бы кипение. Кроме того, определите положение места возникновения кипения по длине топливной сборки.


Задача № 4. Приняв внешний диаметр оболочки ТВЭЛ равной 12 мм, а ее толщину 0.3 мм, определить максимально допустимую поверхностную плотность теплового потока в случаях, когда она выполнена из циркония, нержавеющей стали, никеля и алюминия. Исходить из условия, чтобы термомеханические напряжения в оболочке не превышали предела упругости материала, из которого она изготовлена.


Задача № 5. Оценить среднюю и максимальную поверхностную плотность теплового потока с поверхности ТВЭЛ ядерного реактора с номинальной мощностью 100 МВт, имеющего в активной зоне 5000 ТВЭЛ диаметром 13 мм и высотой 1.5 м. Коэффициенты неравномерности энерговыделения равны kr = 1.4, kz = 1.7.


Задача № 6. Оценить с какой скоростью будет расти температура внутри ТВЭЛ, извлеченного из активной зоны через 1 месяц после остановки реактора, который до этого работал на средней мощности 60 МВт в течение 2 месяцев. Количество ТВЭЛ в активной зоне – 5000 штук. Каждый ТВЭЛ содержит 1500 г UO2. Удельная теплоемкость UO2 составляет ср = 0.56 ккал/(кгС).


Задача № 7. Реактор с тепловой мощностью 4 ГВт выведен из эксплуатации. Определить мощность остаточного тепловыделения через 1000 часов и через 1 год после останова реактора, если до этого он работал в течение 1 года. Остановленный реактор охлаждается водой из системы снятия остаточного тепловыделения, имеющей температуру 20 С. Рассчитать расход воды в системе снятия остаточного тепловыделения, достаточной для того, чтобы температура воды не превышала 40 С в состоянии реактора через 1000 часов и через 1 год после его останова. Определить скорость прокачки воды через активную зону в этих случаях, если ее проходное сечение по теплоносителю составляет 0.5 м2. Принять удельную теплоемкость воды равной 4.19 кДж/(кгК).


Задача № 8. При тяжелой аварии в реакторе PWR 50 т расплавленных материалов активной зоны при температуре 3000 K попадают в бассейн с водой, оставшейся в корпусе реактора. В результате парового взрыва высвобождается 3 % начальной тепловой энергии, запасенной в топливе. Энергия взрыва передается 10 тонному столбу воды, который движется по корпусу и ударяется в его крышку. Во время этой стадии считать, что корпус не закреплен и его масса вместе с содержимым составляет 500 т. Вычислить высоту, на которую поднимется корпус в результате удара столба воды. Предположите, что тепловая энергия топлива составляет 1.5 ГДж на 1 тонну расплавленных материалов активной зоны.


Задача № 9. Оператор ВВЭР-440 с целью теплофизического контроля активной зоны измерил температуру теплоносителя на выходе некоторых ТВС, среднюю температуру на входе в активную зону и средний перепад температуры по активной зоне. Они составили: =306 C, =267 C, =30 C. Чему равен коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу?


Задача № 10. ВВЭР с объемом I контура 10 м3 начали разогревать при давлении 100 кГс/см2 и = 50 C. Компенсаторы объема (КО) наполовину заполнены водой (VКО = 3 м3). Можно ли разогреть теплоноситель до = 250 C, не дренируя воду первого контура?


Задача № 11. В ядерном реакторе с вышеуказанными характеристиками = 250 C, КО заполнены на 30 %, давление в первом контуре равно 100 кГс/см2. Можно ли без подпитки контура снизить температуру теплоносителя до 100 C? Рассмотреть случаи, когда КО – газовые (t = 60oC, = 100 кГс/см2) и паровые (t = 300 C, = 100 кГс/см2). Оценки провести как по объему, так и по массе подпиточной воды.


^ Задача №12. Объем воды в первом контуре составляет 50 м3, ее температура  = 270 C, давление р = 140 кГс/см2. На сколько изменится объем воды в первом контуре и КО при снижении температуры до  = 260 C. Рассмотреть случаи, когда КО–газовые (= 100 C, р = 140 кГс/см2) и паровые (t = 350 C, р = 140 кГс/см2).


Справочная информация к задачам № 10, 11,12:


Удельный объем воды при р = 100 кГс/см2

t, C

40

60

100

200

260

300

v, м3/кг

1.003610–3

1.012610–3

1.038410–3

1.219210–3

1.26510–3

1.39810–3

Удельный объем воды при р =140 кГс/см2

t, C

100

260

280

350

v, м3/кг

1.03710–3

1.257610–3

1.311810–3

1.5510–3


Задача № 13. Оценить температуру в центре топливной таблетки из UO2, имеющей диаметр 11 мм. Таблетка находится в цилиндрической оболочке ТВЭЛ. Толщина прослойки из гелия между таблеткой и оболочкой 0.1 мм, толщина оболочки 0.9 мм. В месте максимального энерговыделения плотность теплового потока составляет = 7105 ккал/(м2ч), температура теплоносителя ts = 260 C, коэффициент теплоотдачи  = 3104 ккал/(м2чC). Рассчитать перепады температур в топливной таблетке, газовой прослойке, оболочке ТВЭЛ и на границе раздела: поверхность ТВЭЛ – теплоноситель.


Задача № 14. При kr = 1.3 и kz = 1.5 максимально допустимая мощность реактора составляет 100 МВт. Какую мощность можно получить в данном реакторе, если kv стал равным 2, 3?


Задача № 15. После трех лет выдержки использованное топливо, выделяющее 2 Вт/кг тепла за счет распада продуктов деления, подвергается переработке. Продукты деления переводятся в водный очищенный раствор азотной кислоты. Этот поток нагревается за счет внутреннего энерговыделения распадающихся продуктов деления мощностью 400 Вт/м3. Поток перекачивается с перерабатывающего завода в емкости для хранения по трубе, имеющей диаметр 1 см и длину 10 м, со скоростью 30 л/ч. Предполагая, что входная температура в трубу составляет 25 C и пренебрегая тепловыми потерями из трубы в атмосферу, вычислите температуру потока, попадающего в хранилище. Удельная теплоемкость вещества в потоке составляет 4 кДж/(кгК), плотность 1200 кг/м3.


^ Задача № 16. Предположите, что в передающей трубе, описанной в задаче № 15, образовалась блокада потока и течение прекратилось, однако жидкость осталась в трубе. Перерабатывающий завод остановлен. Считать, что потерями тепла из трубы можно пренебречь, определите время, необходимое для достижения жидкостью температуры кипения, составляющей 95 C, за счет тепла, выделяющегося при распаде продуктов деления.


^ Задача № 17. После перегрузки топливных сборок LWR и их удаления из реактора они были установлены в бассейн охлаждения. В бассейне размещено 25 т топлива, ширина бассейна 10 м, длина 20 м, глубина воды в нем составляет 10 м. После 1 месяца выдержки происходит прекращение нормальной подачи воды в бассейн. Через какое время уровень воды понизится на 0.5 м из-за выпаривания? Предположите, что температура воды в момент прекращения подачи составляет 25 C, а объем топливных элементов пренебрежим по сравнению с объемом воды в бассейне. Предположите, что удельная теплоемкость воды составляет 4.19 кДж/(кгК), плотность 1000 кг/м3, а скрытая теплота парообразования 2.25 МДж/кг. Потерями тепла в бассейне пренебречь.


Задача № 18. Повторите проведенные вами в задаче № 17 вычисления в предположении, что подача воды прекратилась через неделю после того, как топливо было помещено в бассейн.


Задача №19. Максимальная плотность энерговыделения в активной зоне УГР составляет 50 МВт/м3. Принимая, что в замедлителе qv = 0.02 и не зависит от координат, рассчитать распределение температуры в системе: труба технологического канала  блок замедлителя. Считать, что коэффициент теплопроводности графита не зависит от температуры и составляет 20 Вт/(мК). Температура теплоносителя t= 250 C, коэффициент теплопроводности стали (труба ТК) ст = 15 ккал/(мчК), коэффициент теплоотдачи  = 3104 ккал/(м2чК). Зазор между трубой ТК и замедлителем составляет 0.2 мм и заполнен азотом. Внешний радиус трубы ТК составляет 5 см, ее толщина 3 мм, сторона блока замедлителя 28 см.


^ Задача № 20. Цилиндрический топливный контейнер должен быть спроектирован для транспортировки отработанных топливных сборок теплового реактора на перерабатывающий завод после их извлечения из бассейна охлаждения. Топливная сборка содержит 30 кг отработанного топлива. Мощность энерговыделения из сборки в момент извлечения из бассейна составляет 3 Вт/кг. Внешний диаметр контейнера составляет 0.6 м, высота 3 м. Если внешняя поверхность контейнера должна поддерживаться при температуре, которая не должна превышать более чем на 10 C температуру окружающей среды, то будет ли скорость теплопередачи в атмосферу достаточной для этого без оребрения внешней поверхности контейнера. Если охлаждение окажется недостаточным, рассчитайте число вертикальных, длиной 3 м и высотой 10 см, ребер, которые следовало бы прикрепить к внешней поверхности для поддержания требуемого охлаждения. Предположите, что коэффициент теплоотдачи между поверхностью контейнера (оребреной поверхностью) и атмосферой составляет 10 Вт/(м2К).


^ Задача № 21. Транспортный контейнер, описанный в задаче № 20, предназначается для перевозки тепловыделяющих сборок на ранней стадии расхолаживания, когда мощность энерговыделения за счет распада составляет 10 Вт/кг. Если температура внешней поверхности не должна превышать температуру окружающей среды больше чем на 15 C, то потребуются ли дополнительные ребра и, если да, то сколько?


^ Задача № 22. Жидкие отходы с высоким уровнем излучения хранятся в емкости диаметром 6 м. Уровень жидкости в емкости составляет 5 м. Тепло, выделяемое при распаде продуктов деления, отводится водой, циркулирующей по змеевику из нержавеющей стали с внешним диаметром 5 см. Змеевик погружен в жидкие отходы. Вода попадает в змеевик при температуре 20 C и покидает при 25 C. Жидкие отходы за счет распада продуктов деления выделяют тепло с интенсивностью 14 кВт/м3. Температура отходов не должна превышать 35 C для минимизации коррозии. Рассчитайте необходимую для поддержания охлаждения скорость течения воды и длину трубы, необходимые для змеевика в предположении, что полный коэффициент теплоотдачи от жидких отходов к воде составляет 350 Вт/(м2К). Считать удельную теплоемкость воды равной 4.19 кДж/(кгК).


^ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

Учебники (обязательная литература)

  1. Тепловыделение в ядерном реакторе / Е.С. Глушков, В.Е. Демин, Н.Н. Пономарев-Степной, А.А. Хрулев / Под ред. Н.Н. Пономарева-Степного.  М.: Энергоатомиздат, 1985.  160 с.

  2. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: учебник.  М.: Энергоатомиздат, 1984.  280 с.

  3. Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов.  М.: Энергоатомиздат, 1984.  736 с.

  4. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы: учебник.  М.: Энергоатомиздат, 1984.  280 с.

  5. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках: учебник для вузов.  М.: Энергоатомиздат, 2000.  456 с.

  6. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.  М.: Энергоатомиздат, 1986.  303 с.

  7. Федик И.И., Колесов В.С., Михайлов В.Н. Температурные поля и термонапряжения в ядерных реакторах.  М.: Энергоатомиздат, 1985.  280 с.

  8. Клемин А.И., Полянин Л.Н., Стригулин М.М. Теплогидравлический расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов.  М.: Атомиздат, 1980.  261 c.

  9. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках: Основы расчета / Под ред. В.И. Субботина.  М. : Атомиздат, 1975.  406 с.

  10. Бонилла Ч. Вопросы теплопередачи в ядерной технике.  М.: Госатомиздат, 1961.  314 с.

  11. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов.  М.: Энергоатомиздат, 1986.  272 с.

  12. Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селиверстов Б.И. Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов.  М.: Атомиздат, 1975.  280 с.


Учебники (дополнительная литература)

  1. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентан Дж., Браун Ч. Справочник по ядерной энергетике.  М.: Энергоатомиздат, 1989.  762 с.

  2. Минашин В.Е., Шолохов А.А., Грибанов Ю.И. Теплофизика ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением.  М.: Атомиздат, 1971.  312 с.

  3. Зарубин В.С. Инженерные методы решения задач теплопроводности.  М.: Энергоатомиздат, 1983.  326 с.

  4. Пасконов В.М., Полежаев В.И., Чудов Л.А. Численное моделирование процессов тепло- и массопереноса.  М.: Наука, 1984.  286 с.

  5. Динамика ядерных реакторов / В. Ф. Колесов, П.А. Леппик, С.П. Павлов и др.; Под ред. Я.В. Шевелева.  М.: Энергоатомиздат, 1990.  517 с.

  6. Горяченко В.Д. Методы исследования устойчивости ядерных реакторов.  М.: Атомиздат, 1977.  364 с.

  7. Харрер Дж. Техника регулирования ядерных реакторов.  М.: Атомиздат, 1967.  492 с.

  8. Сидоренко В.А. Вопросы безопасности работы реакторов ВВЭР.  М.: Атомиздат, 1977.  216 с.


Учебно-методические пособия, указания и т.д.

  1. Кокорев Л.С., Харитонов В.В. Прямое преобразование энергии и термоядерные энергетические установки: учебное пособие / Под ред. В.И. Субботина.  М.: Атомиздат, 1980.  216 с.

  2. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А. Теплообмен в ядерных энергетических установках: учебное пособие / Под ред. Б.С. Петухова.  М.: Энергоатомиздат, 1986.  472 с.

  3. Колпаков Г.Н., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Часть 2.  Томск: Изд-во ТПУ, 1997.  75 с.

  4. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие /Под ред. В.И. Бойко.  Томск : Изд-во ТПУ, 1996.  80 с.

  5. Алтухов Д.Е., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Расчет нестационарных и переходных нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых нейтронах: учебное пособие.  Томск: Изд-во ТПУ, 1998.  126 с.

  6. Бойко В.И, Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: учебное пособие.  Томск: Изд-во ТПУ, 2002.  192 с.







Похожие:




©fs.nashaucheba.ru НашаУчеба.РУ
При копировании материала укажите ссылку.
свазаться с администрацией