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 117.51 Kb.
НазваниеРабочая программа учебной дисциплины ф тпу 1-21/01 утверждаю проректор-директор: фти
Дата конвертации16.02.2013
Вес117.51 Kb.
КатегорияРабочая программа

Рабочая программа учебной дисциплины



Ф ТПУ 7.1–21/01










УТВЕРЖДАЮ

Проректор-директор: ФТИ

_____________ В.П. Кривобоков

«_______»___________2011 г.


СИСТЕМЫ ВНУТРИРЕАКТОРНОГО КОНТРОЛЯ


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

18

часов(ауд.)

Лабораторные занятия

27

часов(ауд.)

Практические (семинарские) занятия

18

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



frame2


УДК

Ключевые слова: кинетика ядерного реактора, отравление, шлакование, выгорание, накопление делящихся изотопов, температурные эффекты реактивности, безопасность, аварии, система управления и защиты.


Рабочая программа дисциплины “Системы внутриреакторного контроля” определяет ее объем, содержание, порядок изучения и преподавания, а также способы контроля результатов усвоения теоретических, инженерных и методологических вопросов построения, функционирования систем контроля параметров, характеристик активной зоны ядерных реакторов и энергетических установок.


Abstract


The working program of a subject “Intra-reactor control systems” determines a subject’s volume, content, order of study and teaching, also directions for inspection of results of theoretical, engineering and systematic questions of construction, functioning of systems of parameters control, characteristics of an active zone of nuclear reactors and power installations.


^

ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

Цели преподавания дисциплины.

Магистр должен знать:

  • физическую теорию ядерных реакторов (ЯР);

  • основные проблемы и тенденции развития в конструировании ядерных реакторов;

  • принципы построения систем внутриреакторного контроля ЯР;

  • методы расчета характеристик ЯР;

  • методы расчета нейтронно-физических характеристик ЯР;

  • правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций;

  • методы физического профилирования поля энерговыделения в активной зоне и элементах ее конструкции;

  • методы измерения параметров теплоносителя;

Магистр должен уметь:

  • использовать методики инженерных расчетов физических характеристик ядерных реакторов;

  • определять характеристики ядерных реакторов;

  • использовать спецлитературу и другие данные для решения профессиональных задач,

  • использовать физические и технологические условия при выборе конструктивных решений;

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

Магистр должен иметь опыт:

  • проведения нейтронно-физических расчетов ячеек и самого ЯР;

  • контроля и интерпретации физических параметров ЯР;

  • работы со справочной и технической литературой;

  • расчетного определения нейтронно-физических параметров ЯР.


Задачи изложения и изучения дисциплины

Задачи изложения и изучения дисциплины обеспечивают освоение специалистами теоретических, инженерных и методологических вопросов практической деятельности, связанной с задачами управления, контроля параметров активной зоны и безопасности реакторов.


Задачи изложения и изучения дисциплины реализуются в следующих формах деятельности:

  • лекции, нацеленные на получение необходимой информации и её использовании при решении практических задач;

  • консультации, проводимые преподавателем и направленные на развитие навыков самостоятельной работы с использованием литературных источников и справочной литературы;

  • самостоятельная внеаудиторная работа, направленная на приобретение навыков самостоятельного решения стандартных и проблемных заданий с использованием обязательной и дополнительной литературы и реализуется в виде выполнения домашних заданий по разделам дисциплины, подготовки реферата и углубленного изучения ряда тем;

  • текущий контроль за деятельностью студентов осуществляется на лекциях 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 студентов производится в рамках рейтинговой системы, принятой в ТПУ и стимулирующей систематическую познавательную деятельность. Количество баллов, получаемых студентом по каждому виду контроля, определяется в соответствии с рейтинг-планом дисциплины. К экзамену допускаются студенты, набравшие не менее 550 баллов по всем видам контроля.

В курсе рассматриваются вопросы построения систем внутриреакторного контроля; принципы регистрации, параметры и характеристики устройств измерения и контроля параметров нейтронных полей в активной зоне ядерных реакторов; компоновка систем внутриреакторного контроля; системы и устройства теплотехнического контроля; конструкции, параметры и характеристики датчиков температуры, расхода и давления; построения автоматизированных систем нормальной эксплуатации реактора; структура программно-технологического комплекса управления системами безопасности; метрологическое обеспечение проводимых измерений, обработка данных и их представление.


содержание теоретического раздела дисциплины

(лекции – 18 часов)


Модуль 1. Введение

Назначение внутриреакторных измерений. История создания и разработки устройств, контрольно-измерительной аппаратуры для работы в активных зонах ядерных реакторов.


Модуль 2. Построение систем внутриреакторного контроля датчики нейтронных потоков

Внутриреакторные измерения параметров и основных характеристик активной зоны энергитических установок различных типов (РБМК, ВВЭР). Назначение, структура и функции систем внутриреакторного контроля (ВРК) для серийных реакторов ВВЭР-1000. Основные измеряемые параметры. Принципы построения информационно-измерительной системы, составные устройства и аппаратуры для обработки и отображения информации.

Особенности регистрирующих устройств и детекторов излучения, применяемых в системах внутриреакторного контроля и измерения распределения энерговыделения для целей локального управления. Методы определения нейтронных полей. Датчики нейтронных потоков. Детекторы прямой зарядки. Датчики контроля температуры. Термоэлектрические термометры.


Модуль 3. Компановка элементов систем внутриреакторного контроля

Расположение элементов контроля параметров активной зоны. Нейтронные измерительные каналы Схемы подключения. Каналы передачи информации. Элементы коммутации. Информационно-измерительная аппаратура. Состав вычислительного комплекса системы ВРК.


Модуль 4. Системы теплотехнического контроля

Средства теплотехнического контроля. Типовые схемы. Термометры сопротивления. Термоэлектрические преобразователи. Конструкции измерительных устройств. Размещение термоэлектрических преобразователей. Учет температуры холодных спаев термопреобразователя. Оборудование для градуировки. Промышленные устройства, применяемые при измерении температуры, давления и расхода теплоносителя. Организация эксплуатации средств теплотехнического контроля.


Модуль 5. Управляющие системы нормальной эксплуатации реактора

Функционирование реактора в условиях его нормальной эксплуатации. Режимы работы системы ВРК. Размещение регистрирующей аппаратуры в измерительных каналах. Аппаратурный состав системы ВРК. Математическое и программное обеспечение. Вычислительные комплексы. Испытание и работа системы в различных режимах работы энергетической установки . Входной контроль.


Модуль 6. Метрологическое обеспечение проводимых измерений

Точность измерения и расчета. Быстродействие системы. Диагностика работоспособности и контроля исправности подсистем термоконтроля и энерговыделения. Анализ состояния датчиков системы ВРК. Контроль исправности электронного оборудования. Профилактика электронного оборудования.


^ ПРОГРАММА САМОСТОЯТЕЛЬНОЙ ПОЗНОВАТЕЛЬНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ

Самостоятельная (внеаудиторная) работа студентов состоит в:

  • проработке лекционного материала;

  • подготовке реферата;

  • подготовке к теоретическим коллоквиумам;

  • подготовке к контрольным работам;

  • выполнении домашних заданий;

  • самостоятельном изучении специальных разделов курса по предложенной тематике.


Эффективной формой самостоятельной работы студентов является выполнение задания по темам для углубленного самостоятельного изучения, выполнение и защита которого на научном семинаре поощряется дополнительными баллами.
^

Темы для углубленного самостоятельного изучения


  1. Модернизированная система внутриреакторного контроля реактора ВВЭР-1000.

  2. Информационно-измерительные системы для реакторов РБМК при эксплуатационном контроле технологических каналов, каналов СУЗ и графитовой кладки.

  3. Основные методы и средства измерения температуры в энергетических реакторах.

  4. Методы и средства измерения расхода на АЭС.

  5. Ядерно-физические методы определения технологических параметров исследовательских реакторов.

  6. Система физического контроля распределения энерговыделения реактора РБМК.

  7. Состав комплексной системы контроля, управления и защиты реактора РБМК.


Вопросы входного контроля

  1. Современное состояние и перспективы развития атомной энергетики в мире.

  2. Экологические проблемы, связанные с развитием атомной энергетики.

  3. Преимущества ядерной энергетики.

  4. Состав и материалы активной зоны.

  5. Основные виды ядерного топлива и требования к нему.

  6. Понятие ядерно-топливных циклов и их виды.

  7. Период реактора.

  8. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора.

  9. Принцип действия ядерного реактора

  10. Классификация ядерных реакторов.

  11. Основные типы ядерных реакторов.

  12. Классификация ядерных реакторов по компоновке активной зоны.

  13. Преобразование энергии в ядерных реакторах.

  14. Энергетический баланс ядерной реакции.

  15. Реакции поглощения.

  16. Реакция деления.

  17. Воспроизводящие и делящиеся нуклиды.

  18. Распределение энергии, высвобождающейся при делении.

  19. Энергетическое распределение нейтронов деления.

  20. Профилирование активной зоны.

  21. Значение отражателя для активной зоны.

  22. Эффективные размеры активной зоны.

  23. Процессы, обуславливающие нестационарное состояние реактора.

  24. Реактивность реактора.

  25. Запас реактивности реактора, режимы изменения реактивности для устойчивой работы реактора.

  26. Схемы отвода тепла в ядерных реакторах, теплоносители ядерных реакторов.

  27. Общие требования к теплоносителям, их возможные и характерные параметры.

  28. Общие схемы движения топлива в урановом и ториевом топливных циклах.

  29. Типы и разновидности высокотемпературных ядерных ректоров.

  30. Воздействие ИИ на организм человека. Виды облучения.

  31. Категории облучаемых лиц, установленные нормами радиационной безопасности.

  32. Источники ионизирующего излучения: основные параметры и характеристики.

  33. Принцип действия ионизационной камеры.

  34. Сцинтилляционные методы измерения полей ионизирующего излучения.



Вопросы текущего и рубежного контроля


Коллоквиум №1


  1. Назначение внутриреакторных измерений.

  2. Основные характеристики активной зоны энергетических установок.

  3. Структура и функции системы внутриреакторного контроля.

  4. Регистрирующие устройства и детекторы излучений, применяемых в СВРК.

  5. Физические принципы регистрации излучения детекторами прямой зарядки.

  6. Типы датчиков контроля температуры.


Коллоквиум №2


  1. Размещение элементов контроля параметров активной зоны.

  2. Назначение нейтронных измерительных каналов.

  3. Состав вычислительного комплекса системы ВРК.

  4. Назначение и выполняемые функции средств теплотехнического контроля.

  5. Перечень промышленных устройств, применяемых при измерении температуры, давления и расхода теплоносителя.

  6. Особенности эксплуатации средств теплотехнического контроля.



Вопросы выходного контроля


  1. Принципы организации и назначение внутриреакторных измерений.

  2. Параметры и характеристики активных зон энергетических реакторов.

  3. Система внутриреакторного контроля: назначение, структура, выполняемые функции.

  4. Типы датчиков контроля температуры.

  5. Размещение элементов контроля параметров активной зоны.

  6. Назначение измерительных каналов для нейтронных измерений.

  7. Принципы регистрации излучений.

  8. Детекторы прямой зарядки.

  9. Регистрирующие устройства и детекторы излучений, применяемые

в СВРК.

10. Организация измерений на энергетических реакторах.

11. Датчики контроля технологических параметров, их размещение по активной зоне.

12.Состав вычислительного комплекса системы внутриреакторных контроля.

13. Средства теплотехнического контроля.

14. Назначение, выполняемые функции средств и устройств теплотехнического контроля.

15. Особенности эксплуатации средств теплотехнического контроля.

16.Промышленные устройства, применяемые при измерении температуры, давления и расхода теплоносителя.

17. Управляющие системы нормальной эксплуатации реактора.

18. Аппаратный состав системы ВРК.

19. Метрологическое обеспечение проводимых измерений.

20. Диагностика работоспособности , контроля исправности подсистем термоконтроля и энерговыделения.

^ УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

Учебники (основная литература)

  1. Боланд Дж. Приборы контроля ядерных реакторов (внутризонные)/ Пер. с англ.- М.: Атомиздат,1973.

  2. Крамеров А.Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. - М.: Атомиздат, 1975.

  3. Системы внутриреакторного контроля АЭС с ректорами ВВЭР/ Под ред. Г.Л. Левина. - М.: Энергоатомиздат, 1987.

  4. Плютинский В.И., Погорелов В.И. Автоматическое управление и защита теплоэнергетических установок АЭС.-М.: Энергоатомиздат, 1983.

  5. Шальман М.П., Плютинский В. И. Контроль и управление на атомных электростанциях.-М.: Энергия, 1979.

  6. Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Под общей редакцией Ю.М. Черкашова.- М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.

  7. Попов А.Ф. Теплотехнический контроль на атомных электростанциях.- М.: Энергоатомиздат, 1986.

  8. Миттельман М.Г., Дубровский Б.Г. Любченко В.Ф. и др. Детекторы для внутриреакторных измерений.- М.: Атомиздат, 1977.

  9. Миттельман М.Г., Розенблюм Н.Д. Зарядовые детекторы ионизирующих излучений. – М.: Энергоатомиздат, 1982.

  10. Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов типа ВВЭР.- М.: Атомиздат, 1977.

  11. Лысиков Б.В. Прозоров В.К. Реакторная термометрия.- М.: Атомиздат, 1980.

  12. Сидоров В.И., Мищенко Г.П. Температурные измерения на АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1987.

  13. Ломакин С.С. Ядерно-физические методы диагностики и контроля активных зон реакторов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986.

  14. Системы внутриреакторного контроля: Учебное пособие.- М.: НМП Электроюжмонтаж, 2004.

  15. Лысиков Б.В., Прозоров В.К. Термометрия и расходометрия ядерных реакторов.- М.: Энергоатомиздат, 1985.

Похожие:




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