Ядерні енергетичні установки

Спеціальність: Теплоенергетика
Код дисципліни: 6.144.00.O.043
Кількість кредитів: 4.00
Кафедра: Теплоенергетика, теплові та атомні електричні станції
Лектор: доцент, к.фіз.-мат.н. Кузик Мирон Петрович
Семестр: 7 семестр
Форма навчання: денна
Мета вивчення дисципліни: 2.1. Мета вивчення навчальної дисципліни та результати навчання Надання знань студентам у галузі ядерних енергетичних установок, підготовка спеціалістів для роботи в атомній енергетиці в частині теплоенергетичного обладнання. В результаті вивчення дисципліни студенти повинні освоїти знання про: фізичні основи роботи ядерних реакторів; типи та конструкції реакторів; ядерне паливо та теплоносії; конструктивні матеріали, які застосовуються в реакторобудуванні; теплові схеми атомних електростанцій (АЕС); основне обладнання атомних станцій з водним теплоносієм; режими роботи атомних станцій; програми та схеми регулювання роботи АЕС; основи радіаційного
Завдання: Внаслідок вивчення навчальної дисципліни студент повинен продемонстру вати такі результати навчання: 1. Забезпечення базової і професійної підготовки щодо експлуатації теплоенергетичного обладнання на атомних електростанціях, що включає знання принципових теплових схем АЕС з реакторами типу ВВЕР-1000, які є основними в атомній енергетиці України. 2. Здатність розв’язувати складні загальні, спеціалізовані задачі та практичні проблеми у сфері теплової частини атомних станцій або у процесі навчання, що передбачає застосування теорій та методів електричної інженерії і характеризується комплексністю та невизначеністю умов. Вивчення навчальної дисципліни передбачає формування та розвиток у студентів компетентностей: Загальних: • здатність здійснювати пошук та аналізувати інформацію з різних дже-рел; • мати дослідницькі навички; Фахових: • базові знання наукових понять, теорій і методів, необхідних для розу-міння принципів роботи та функціонального призначення теплоенергетичних систем та їх обладнання; • знання основ охорони праці, виробничої санітарії і пожежної безпеки під час роботи з теплоенергетичним обладнанням; • здатність використовувати та впроваджувати нові технології, брати участь в модернізації та реконструкції обладнання, пристроїв, систем та комплексів, зокрема з метою підвищення їх енергоефективності; • здатність розуміти і враховувати соціальні, екологічні, етичні, економічні аспекти, що впливають на формування технічних рішень • уміння досліджувати проблему та визначати обмеження, у тому числі зумовлені проблемами сталого розвитку, впливу на навколишнє середовище та безпеку життєдіяльності;
Результати навчання: У результаті вивчення навчальної дисципліни здобувач освіти повинен бути здатним продемонструвати такі результати навчання: • демонструвати знання схем і складу обладнання ядерних енергетич-них установок ( ЯЕУ), будову і роботу ядерних реакторів, зокрема реакторів ВВЕР-1000, які є основою атомної енергетики України, ядерного палива, теплоносіїв та робочих тіла ЯЕУ, машинного та допоміжного обладнання ; • здатність демонструвати розуміння впливу технічних рішень в області атомної енергетики в суспільному, економічному, соціальному і екологічному аспектах; • вміти проектувати теплову частину ЯЕУ, розробляти і розраховувати теплову схему ядерних водо-водяних реакторів, вибирати та експлуатувати основне та допоміжне обладнання, проводити обстеження та аналізувати його технічний стан • застосовувати знання і розуміння для ідентифікації, формулювання і вирішення технічних задач спеціальності, використовуючи відомі методи. У результаті вивчення навчальної дисципліни здобувач освіти повинен бути здатним продемонструвати такі програмні результати навчання:
Необхідні обов'язкові попередні та супутні навчальні дисципліни: – пререквізити: Вища математика, Фізика, Хімія – кореквізити: – Технічна термодинаміка, Тепломасообмін
Короткий зміст навчальної програми: Схеми і склад обладнання ЯЕУ. Фізичні основи будови та роботи ядерного реактора. Типи ядерних реакторів. Ядерне паливо. Сповільнювачі. Теплоносії та робочі тіла ЯЕУ. Теплова схема АЕС і їх особливості. PWR, BWR, LGR, GCR i PHWR реактори. Реактори ВВЕР - 1000. Реактори на швидких нейтронах. Отруєння реакторів. Парогенератори і деаератори. Машинне обладнання АЕС. Трубопроводи, клапани та компенсатори тиску АЕС. Допоміжні системи АЕС. Режими роботи АЕС. Стаціонарні, перехідні і аварійні режими. Аварійна зупинка. Програми і системи управління АЕС. Радіаційна безпека.
Опис: Тема.1 Вступ .Фізичні основи ядерної енергетики Ядерні реакції. Енергія поділу. Відмінності між 235U і 238U. Принцип роботи та основні характеристики ядерного реактора. Cклад та компонування ядерного реактора. Тема 2.Загальні відомості про ядерні реактори Матеріали ядерного реактора та вимоги до них. Ядерне паливо, теплоносії, сповільнювачі нейтронів, регулюючі органи. Види теплоносіїв, їх характеристики та вимоги до них. Конструктивні матеріали активної зони. Тема 3.Класифікація ядерних реакторів та ЯЕУ Класифікація ядерних реакторів та їх основні типи. Типи електростанцій на ядерному паливі Тема 4.Водо-водяні енергетичні реактори АЕС з водо-водяними енергетичними реакторами . Будова та робота реактора ВВЕР-1000. ТВЕЛи та ядерне паливо для реактора ВВЕР-1000. Принципова теплова схема АЕС з реактором ВВЕР-1000. Тема 5. Інші типи реакторів Водо-водяні киплячі реактори АЕС з реакторами з графітовим сповільнювачем. Водографітові реактори РБМК-1000. Газографітові реактори. Важководні реактори. Реактори на швидких нейтронах Гомогенні реактори. Тема 6. Фізичні процеси в активній зоні реактора. Отруєння та за шлакування реактора. Йодна яма. Температурні ефекти. Тема 7.Основне обладнання АЕС з водним теплоносієм Машинне обладнання ЯЕУ. Парогенератори. Турбоустановки. Конденсатори. Деаера-тори. Тема 8. Режими роботи АЕС з водо-водяними реакторами Режими роботи ЯЕУ. Стаціонарні, перехідні та аварійні режими роботи. Режими пуску та нормальної зупинки ЯЕУ Тема 9.Програми та схеми регулювання роботи АЕС Програми регулювання потужності блоків з ВВЕР Схеми регулювання потужності блоків з ВВЕР Тема 10.Основи радіаційного захисту на АЕС Основні поняття та одиниці фізичних величин. Біологічна дія іонізуючого випромінювання. Норми радіаційної безпеки Поводження з радіоактивними відходами
Методи та критерії оцінювання: Діагностика знань студентів здійснюється за допомогою усного опитування та контролю знань на практичних заняттях, захисту РГР, контрольних робіт, тестів приведених в ЕНМК та екзаменаційного контролю.
Критерії оцінювання результатів навчання: Максимальна оцінка в балах Поточний контроль (ПК) - 30. Екзаменаційний контроль -70 Разом за дисципліну -100 Робота на практичних заняттях -15. Розрахунково-графічна робота- 15 Разом за ПК-30 Письмова компонента екзамену - 50, усна компонента- 20.
Порядок та критерії виставляння балів та оцінок: 100–88 балів – («відмінно») виставляється за високий рівень знань (допускаються деякі неточності) навчального матеріалу компонента, що міститься в основних і додаткових рекомендованих літературних джерелах, вміння аналізувати явища, які вивчаються, у їхньому взаємозв’язку і роз витку, чітко, лаконічно, логічно, послідовно відповідати на поставлені запитання, вміння застосовувати теоретичні положення під час розв’язання практичних задач; 87–71 бал – («добре») виставляється за загалом правильне розуміння навчального матеріалу компонента, включаючи розрахунки , аргументовані відповіді на поставлені запитання, які, однак, містять певні (неістотні) недоліки, за вміння застосовувати теоретичні положення під час розв’язання практичних задач; 70 – 50 балів – («задовільно») виставляється за слабкі знання навчального матеріалу компонента, неточні або мало аргументовані відповіді, з порушенням послідовності викладення, за слабке застосування теоретичних положень під час розв’язання практичних задач; 49–26 балів – («не атестований» з можливістю повторного складання семестрового контролю) виставляється за незнання значної частини навчального матеріалу компонента, істотні помилки у відповідях на запитання, невміння застосувати теоретичні положення під час розв’язання практичних задач; 25–00 балів – («незадовільно» з обов’язковим повторним вивченням) виставляється за незнання значної частини навчального матеріалу компонента, істотні помилки у відповідях на запитання, невміння орієнтуватися під час розв’язання практичних задач, незнання основних фундаментальних положень.
Рекомендована література: • М.В.Топольницький. Атомні електричні станції: Підручник для Вузів. – Львів: Видавництво “Бескид Біт” , 2005. – 524 с. • Л.С. Стерман. Тепловая часть атомных электрических станций.-М.: - 1963. - 157 с.
Уніфікований додаток: Національний університет «Львівська політехніка» забезпечує реалізацію права осіб з інвалідністю на здобуття вищої освіти. Інклюзивні освітні послуги надає Служба доступності до можливостей навчання «Без обмежень», метою діяльності якої є забезпечення постійного індивідуального супроводу навчального процесу студентів з інвалідністю та хронічними захворюваннями. Важливим інструментом імплементації інклюзивної освітньої політики в Університеті є Програма підвищення кваліфікації науково-педагогічних працівників та навчально-допоміжного персоналу у сфері соціальної інклюзії та інклюзивної освіти. Звертатися за адресою: вул. Карпінського, 2/4, І-й н.к., кімн. 112 E-mail: nolimits@lpnu.ua Websites: https://lpnu.ua/nolimits https://lpnu.ua/integration
Академічна доброчесність: Політика щодо академічної доброчесності учасників освітнього процесу формується на основі дотримання принципів академічної доброчесності з урахуванням норм «Положення про академічну доброчесність у Національному університеті «Львівська політехніка» (затверджене вченою радою університету від 20.06.2017 р., протокол № 35).