- •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
1. Топливные элементы
Теплоотвод от тепловыделяющих элементов во всех типах реакторов осуществляется потоком основного теплоносителя, проходящего через активную зону.
2. Замедлитель
В реакторах с графитовым замедлителем теплоотвод осуществляется потоком основного теплоносителя.
В высокотемпературных газовых реакторах (HTGR, THTR) теплоноситель вначале прокачивается через замедлитель, а затем через каналы реактора (tзам 750 0С).
В водо-графитовых реакторах (РБМК). Теплоноситель прокачивается через каналы. Для улучшения теплопередачи от графита к теплоносителю в зазорах между стенкой канала и замедлителем прокачивается гелий. Замедлитель бокового отражателя охлаждается теплоносителем отдельного контура. (tзам 550…580 0С).
3. Стержни регулирования
В водо-водяных реакторах (ВВЭР, PWR) стержни регулирования охлаждаются основным теплоносителем.
В канальных реакторах (РБМК) каналы стержней регулирования охлаждаются теплоносителем отдельного контура.
4. Крупные металлоконструкции
В корпусных реакторах (опорные конструкции активной зоны, крышка реактора, защитные трубы приводов СУЗ и т. д.) охлаждаются потоком основного теплоносителя.
В графитовых реакторах внутри активной зоны крупных металлоконструкций нет. Плиты биологической защиты охлаждаются воздухом (технологическая вентиляция).
Зона воспроизводства в быстрых реакторах охлаждается основным теплоносителем, но с меньшим расходом (дросселирующие устройства в хвостовиках кассет).
5. Корпус реактора
В корпусных реакторах (ВВЭР, реакторы на быстрых нейтронах) корпус охлаждается основным теплоносителем. При этом организация потока теплоносителя производится так, что холодный теплоноситель сперва охлаждает корпус, а затем подается в активную зону.
Корпуса из предварительно-напряженного бетона в газоохлаждаемых реакторах охлаждаются водой отдельного контура через систему встроенных трубопроводов.
6. Боковая биологическая защита
Находится на значительном расстоянии от активной зоны и энерговыделение в ней невелико. Сухая биологическая защита охлаждается воздухом. Баки водяной биологической защиты охлаждаются водой отдельного контура.
8. Распределение энерговыделения по активной зоне ядерного реактора. Энерговыделение в активной зоне
Рассматривается гомогенный ядерный реактор, свойства которого в различных направлениях одинаковы.
Д ля цилиндрической активной зоны:
- распределение
плотности потока нейтронов (энерговыделения)
по объему активной зоны.
R = R0 + R - экстраполированный радиус активной зоны.
H = H0 + 2H - экстраполированная высота активной зоны.
R и H - эффективная добавка к геометрическим размерам за счет применения отражателя.
J0 - функция Бесселя нулевого порядка действительного аргумента.
(2,405 - первый корень функции Бесселя)
Д ля параллелепипеда:
A, B и С - экстраполированные размеры активной зоны.
Для шаровой активной зоны:
R – экстраполированный радиус.
