- •1. Принцип работы ядерного реактора. Основные элементы конструкции ядерного реактора.
- •Основные ядреные реакции внутри активной зоны
- •Основные энергетические показатели реактора
- •1. Коэффициент воспроизводства топлива
- •2. Удельный расход топлива
- •Нейтронно-физические характеристики ядерного реактора
- •3. Основные типы ядерных реакторов.
- •Распределение энергии деления по ядерному реактору
- •Состав ядерного реактора
- •1. Активная зона
- •2. Классификация ядерных реакторов.
- •5. Энерговыделение продуктов деления после остановки ядерного реактора. Остаточное энерговыделение
- •Напряжения возникающие в корпусе реактора
- •7. Организация теплоотвода в ядерных энергетических реакторах.
- •1. Топливные элементы
- •2. Замедлитель
- •3. Стержни регулирования
- •4. Крупные металлоконструкции
- •5. Корпус реактора
- •6. Боковая биологическая защита
- •8. Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора. Энерговыделение в активной зоне
- •9. Движущий напор кипящего реактора с естественной циркуляцией теплоносителя.
- •10. Коэффициенты неравномерности энерговыделения по реактору. Локальные коэффициенты неравномерности.
- •1. Интегральные коэффициенты неравномерности
- •2. Локальные коэффициенты неравномерности
- •3. Объемный коэффициент неравномерности
- •11. Общая схема теплового расчета гетерогенных реакторов, охлаждаемых однофазным теплоносителем
- •12. Распределение температур по высоте стержневых твэлов в ядерном реакторе, охлаждаемом однофазным теплоносителем.
- •13. Составляющие перепада температур по сечению стержневого твэла.
- •14. Особенности распределения температуры в кольцевых твэлах.
- •15. Типы и особенности кипящих реаторов.
- •16. Общая схема теплогидравлического расчета канальных кипящих реакторов.
- •17. Общая схема теплогидравлического расчета корпусных кипящих реаторов.
- •18. Составяющие гидравлических потерь при омывании однофазным теплоносителем.
- •19. Особенности потери давления при кипении теплоносителя.
- •20. Теплообмен при охлаждении однофазным теплоносителем. Водяной теплоноситель
- •21. Теплообмен при кипении теплоносителя. Режимы кипения жидкости
- •22. Критические тепловые потоки.
- •23. Общая схема теплогидравлического расчета реактора ввэр-1000. Определение тепловых потоков и расхода теплоносителя
- •24. Общая схема теплогидравлического расчета реактора рбмк-1000. Определение тепловых потоков и расхода теплоносителя
- •25. Конструктивные особенности водо-водяных реакторов с водой под давлением на примере одного из типов энергетических реакторов. Реакторы с водой под давлением
- •26. Конструктивные особенности кипящих реакторов с водой под давлением на примере одного из типов энергетических реакторов. Корпусные кипящие реакторы
- •27. Конструктивные особенности канальных реакторов на примере одного из типов энергетических реакторов. Графитовые ядерные реакторы
- •28. Конструктивные особенности быстрых реакторов на примере одного из типов энергетических реакторов.
- •1. Особенности воспроизводства топлива
- •2. Особенности реакторов на быстрых нейтронах
- •3. Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем
- •29. Контроль работы ядерного реактора. Внутриреактрный контроль
- •Измерение плотности потока нейтронов
- •30. Схемы управления ядерного реактора ан примере корпусного или канального (по выбору) реактора.
- •Основные аварийные ситуации на аэс
- •Стационарные ражимы на номинальной мощности
- •1. Водо-водяные реакторы
- •3. Умеренные изменения температуры I и II контура
- •4. При малых мощностях послоянные температура (давление) пара II контура, при больших средняя температура I контура.
- •1. Графитовые реакторы
- •Реализация программ регулирования
- •1. Схема регулирования реакторов ввэр
- •2. Схема регулирования реакторов рбмк
- •Режимы планового пуска и останова реактора
- •3. Заглушение реактора и охлаждение теплоносителя до 50 0с. Аварийные режимы
- •31. Схема перегрузки топлива на примере одного из типов ядерного реактора. Перегрузка топлива
- •Системы перегрузки
- •Перегрузка топлива на рбмк
- •Перегрузка топлива на ввэр
- •32. Схема водоочистки в ядерном реакторе. Система очистки и подпитки I контура
- •2. Водный режим реакторов
- •33. Особенности очистки жидкометаллического теплоносителя.
- •34. Особенности очистки газового теплоносителя.
- •5. Очистка газового теплоносителя
- •35. Физико-химические процессы в теплоносителе ядерного реактора.
- •1. Физико-химические процессы в теплоносителе Радиационные процессы
- •Радиолиз теплоносителя
- •Химические процессы в теплоносителе
- •36. Средства локализации и уменьшения последствий аварии ядерных реакторов. Система локализации аварий
- •37. Система охлаждения ядерного реактора.
- •1. Система аварийного расхолаживания рбмк (саор)
- •2. Система аварийного расхолаживания ввэр (саоз)
- •3. Система аварийного расхолаживания бн
- •4. Система аварийного охлаждения высокотемпературных газовых реакторов
- •38. Система компенсации реактивности, регулирование мощности ядерного реактора и защиты. Система управления и защиты ядерных реакторов
- •1. Система автоматического регулирования
- •2. Система компенсации избыточной реактивности
- •3. Система аварийной защиты
26. Конструктивные особенности кипящих реакторов с водой под давлением на примере одного из типов энергетических реакторов. Корпусные кипящие реакторы
Особенности:
1. Отсутствие дорогостоящего парогенератора.
2. Пониженное давления I контура при одинаковых давлениях на турбину
3. Более высокая неравномерность энерговыделения по высоте из-за изменения нейтронно-физических свойств теплносителя (замедлителя).
4. Более широкая решетка, чем в ВВЭР (для увеличения сотношения H2O/U).
5. Гидродинамическая и нейтронная нестабильность.
Паросодержание на выходе активной зоны ограничено 35 % из-за кризиса теплообмена. Критический тепловой поток ниже, чем в ВВЭР и уменьшается с увеличением паросодержания. Характерное давление в активной зоне 7 МПа. При использовании принудительной циркуляции теплоносителя может быть несколько выше.
Паровой эффект реактивности отрицательный.
Корпусные кипящие реакторы в основном развиваются в США (1/3 реакторов).
Первые BORAX и EBWR (США), ВК-50 (СССР). Серийные BWR (США и Япония).
ВК-50
Активная зона реактора располагается в металлическом корпусе с плоской съемной крышкой. Циркуляция теплоносителя естественная (за счет разности плотностей в подъемном и опускном участках). Питательная вода подается через нижний ряд патрубков, расположенных на уровне переливных окон, и смешивается с циркулирующей водой. По опускному участку поступает вниз активной зоны. На выходе активной зоны пароводяная смесь разделяется на пар и воду (выше переливных окон). Один из недостатков существенных захват паром воды, при этов влажность пара доходит до 10 %.
Активная зона состоит и 86 шестигранных ТВС. Каждая сборка содержит 176 твэлов диаметром 10,2 мм. Обогащение топлива 2 %. Оболочка из Zr. Поглощающие сборки аналогичны ВВЭР-440. Привода располагаются в герметичных чехлах на крышке реактора.
Перегрузка топлива осуществляется на остановленном реакторе.
Давление I контура 6…10 МПа. Турбина работает на сухом насыщенном паре с давлением 2,9 МПа.
В результате реконструкции ВК-50 была увеличена мощность до 75 МВт, паросодержание до 46 %, удельное энерговыделение до 30…35 МВт/м3.
Реактор обладает саморегулироанием.
ВК-500 (проект)
Разрабатывется для АТЭЦ. Корпус из напряженного железобетона. Двухконтурная схема. Интегральное исполнение (парогенераторы располагаются в одном корпусе с активной зоной). Циркуляция теплоносителя естественная.
BWR
Используется принудительная циркуляция теплоносителя, что позволяетя повысить кратность циркуляции. Также применятеся принудительная сепарация пара с использованием вертикальных турбосепараторов. Привода СУЗ расположены снизу.
АСТ-500 (проект)
Разрабатывается для АСТ. Схема трехконтурная. Давление I контура 1,6 МПа, давление II контура 1,3 МПа, давление III контура 1,6 МПа. Интегральное исполнение (теплообменники II контура расположены внутри корпуса реактора). Паросожержание на выходе активной зоны 0…30 %. Циркуляция теплоносителя естественная.
Активная зона состоит из 121 ТВС. Обогащение 1,8 %.