Составления экзаменационных билетов
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
| Дисциплина: | Ядерные энергетические реакторы |
Фонд оценочных средств для проведения
ИТОГОВОГО КОНТРОЛЯ
для направления 140400 – "Техническая физика"
специальности 140404 – "Атомные электростанции и установки"
Факультет - Теплоэнергетический (ТЭФ)
Обеспечивающая кафедра - Атомных и Тепловых Электростанций (АТЭС)
Курс – 4, 5.
Семестр – 8, 9.
Учебный план набора 2006 года
Экзаменационные вопросы по дисциплине
«Ядерные энергетические реакторы»
Вопросы, выносимые на экзамен
1. Основные конструктивные и режимные параметры, лимитирующие мощность реакторов типа ВВЭР (PWR).
2. Итоги и прогнозы развития ядерной энергетики в Р.Ф. и мире..
3. Основные конструктивные и режимные параметры, лимитирующие мощность кипящих реакторов типа ВК (ВWR).
4. Подход к разработке конструкций тепловыделяющих элементов. Требования и выбор материалов твэлов.
5. Основные конструктивные и режимные параметры, лимитирующие мощность кипящих реакторов типа РБМК.
6. Дистанционирование и крепление твэлов в ТВС и кассетах.
Требования и конструктивные решения.
7.Особенности расчёта распределения параметров теплоносителя по длине канала кипящего реактора.
8.Сравнение достоинств и недостатков, конструктивных решений реакторов типа ВВЭР (PWR ) и РБН ( LMFBR ).
9. Проблема устойчивости кипящих реакторов
10. Состав реактора. Требования к конструктивным решениям и конструкциям реактора.
11. Оценка составляющих тепловыделения в материалах ядерных реакторов. Тепловыделение в ОР и биологической защите.
12. Реакторы на быстрых нейтронах. Петлевая и интегральная компоновки, конструктивные решения, достоинства и недостатки.
13. Расчёт температуры графитовой кладки реактора типа РБМК. Организация теплоотвода от замедлителя.
14. Высокотемпературные гелиевые реакторы ВТГР повышенной безопасности.
15. Особенности теплогидравлического расчёта ВТГР с шаровыми твэлами.
16. Водо – водяные реакторы повышенной безопасности. Реакторы АСТ, PIUS.
17. Алгоритм и расчёт температурного перепада по сечению цилиндрического твэла без оболочки.
18. Органы СУЗ. Назначение, условия работы, требования к материалам и конструктивным решениям.
19. Основные конструктивные и режимные параметры, лимитирующие мощность графитовых реакторов, охлаждаемых СО .
20. Порядок и объём теплогидравлического расчёта реактора.
21. Цели и задачи теплогидравлического расчёта ядерных реакторов.
Структура исходной информации.
22. Тепловыделяющие сборки и кассеты. Условия работы, требования и конструктивные решения для реакторов различных типов.
23. Распределение тепловыделений в 2-х и 3-х компонентных ректорах и его учёт.
24. Перспективы и возможности создания реакторов с внутреннеприсущими свойствами безопасности.
25. Алгоритм расчёта распределения температуры теплоносителя по длине канала реакторов без кипения и с кипением. Характер распределения
26. Органы СУЗ. Конструктивные решения органов СУЗ различных типов реакторов, размещение органов СУЗ в реакторе.
27. Алгоритм и расчёт распределения температуры оболочки твэла по длине канала.
28. Сравнение достоинств и недостатков, конструктивных решений реакторов типа ВВЭР ( PWR ) и ВК ( BWR ).
29. .Алгоритм и расчёт распределения температур по сечению твэлов с оболочкой.
30. Сравнение реакторов типа РБМК и САNДИ. Достоинства и недостатки, конструктивные решения.
31. . Случайные отклонения параметров от номинальных значений. Природа, классификация, характеристики случайных отклонений для различных параметров
32. Тепловыделяющие элементы: классификация, конструктивные решения для реакторов различных типов.
ЭКЗАМЕН ПРОВОДИТСЯ ПИСЬМЕННО
Время на подготовку к ответу по теоретической части – 1 час
Время на решение задачи – 1 час
ЛИТЕРАТУРА
Основная
1. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов / Г.Г. Бартоломей, Г.А. Бать, В.Д. Байбаков, М.С. Алхутов. - 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 512 с., ил.
2. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. – М.: Атомиздат,1959.
3. Владимиров В.И. Физика ядерных реакторов: Практические задачи по их эксплуатации. Изд. 5-е изд. перераб. и доп. – М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ», 2009. – 480 c.
4. Кузьмин А.В. Основы теории переноса нейтронов (лабораторный практикум): Учеб. пособие для вузов. – Томск: Изд-во ТРУ, 2007. – 192 с.
5. Беляев С.А., Кузьмин А.В. Методика теплового и нейтронно-физического расчетов реакторов на тепловых нейтронах: Учебное пособие. –Томск, Изд. ТПИ им. С.М. Кирова, 1981. – 81 с
Дополнительная
6. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. -2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 536 с.. илл.
7. Меррей Р. Физика ядерных реакторов. – М.:АИ, 1961. – с. 292.
8. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. – М.: Энергоиздат, 1981. – 368 с.
9. Кузнецов В.А. Судовые ядерные реакторы (основы теории и эксплуатации): Учебник. – Л: Судостроение, 1988. – 264 с., ил.
10. Камерон И. Ядерные реакторы: Пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат, 1987. – 320 с.
11. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. – М.: Атомиздат,1980.
12. Шаманов И.П.. Романцев Г.Е. Судовые ядерные энергетически реакторы: Учебник. – Л.: Судостроение, 1984. – 232 с., ил.
ПРИМЕР
составления экзаменационных билетов
| Федеральное агентство по образованию Российской Федерации ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ | ЭКЗАМЕНАЦИОННЫЙ БИЛЕТ № 9 по дисциплине Ядерные энергетические реакторы факультет теплоэнергетический курс 4 |
| 1. Случайные отклонения параметров от номинальных значений. Природа, классификация, характеристики случайных отклонений для различных параметров. | |
| 2. Тепловыделяющие элементы: классификация, конструктивные решения для реакторов различных типов. | |
| 3. Задача. | |
| Составил: С.А. Беляев Утверждаю: Зав. кафедрой АТЭС 11 мая 2009 г. |
После сдачи письменного ответа по экзаменационному билету выдается одна задача по теории критического состояния или по основам теории замедления, на решение которой отводится один час и при этом можно пользоваться справочной литературой.