Кандидатские экзамены

ПРОГРАММА-МИНИМУМ (2004)

кандидатского экзамена по специальности

05.14.03 «Ядерные энергетические установки,
включая проектирование, эксплуатацию
и вывод из эксплуатации»

по техническим наукам

Введение

Настоящая программа составлена на основе дисциплин направлений «Ядерные физика и технологии», «Энергомашиностроение», связанных с особенностями анализа нейтронно-ядерных процессов и теплофизики реакторов, синтезом ядерных энергетических установок и основами их безопасной эксплуатации.

Программа разработана экспертным советом Высшей аттестационной комиссии Министерства образования Российской Федерации по энергетике, электрификации и энергетическому машиностроению при участии МГТУ им. Н.Э. Баумана и МЭИ (ТУ).

1. Общие вопросы применения ядерной энергии

• Ядерная энергетика в энергетическом балансе. Требования к энергетическим технологиям. Перспективы развития ядерной энергетики.
• Топливный цикл ядерной энергетики. Технологии и предприятия ядерного топливного цикла. Экологическая и радиационная безопасность.
• Проблема нераспространения ядерных материалов. МАГАТЭ и системы международных гарантий. Технические проблемы нераспространения ядерных материалов.
• Экономические аспекты использования ядерной энергии. Составляющие издержек производства электроэнергии на АЭС. Снятие АЭС с эксплуатации. Экономические последствия тяжелых аварий. Социальные аспекты развития ядерной энергетики.

2. Основы проектирования и конструирования ядерных энергетических установок

• Основы ядерной и нейтронной физики. Состав и характеристики ядер. Закон и характеристики радиоактивного распада. Ядерные реакции и их особенности.
• Нейтронный цикл в ядерном реакторе. Эффективный коэффициент размножения нейтронов. Условия критичности. Закономерности формирования пространственно-энергетического распределения нейтронов и удельного выделения энергии.
• Кинетика реактора. Роль запаздывающих нейтронов. Критическое и подкритическое состояние реактора. Динамические характеристики, обратные связи, устойчивость и способы регулирования реактора.
• Источники и методы регистрации нейтронов, экспериментальные методы измерения сечений нейтронных реакций, размножающих свойств среды и нуклидного состава топлива.
• Эффекты реактивности. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. Топливные циклы. Перегрузки топлива. Ядерная безопасность.
• Источники ионизирующих излучений в ядерных энергетических установках. Система теплоносителя как источник излучений. Закономерности ослабления ионизирующих излучений в веществе. Радиационное повреждение реакторных материалов.
• Тепловые и гидравлические процессы в ядерных энергетических установках. Особенности контура отвода тепла. Теплогидравлический расчет активных зон, охлаждаемых однофазным, двухфазным водным, жидкометаллическим, газовым теплоносителем. Кризис теплообмена. Запасы до кризиса. Максимальные температуры оболочки и топлива. Нестационарные процессы в переходных и аварийных режимах. Термогидравлика основных проектных аварий.
• Циклы паротурбинных и газотурбинных установок. Энергетический баланс и КПД ядерных энергетических установок.
• Прочность оборудования и трубопроводов ядерных энергетических установок. Статическая прочность. Устойчивость. Циклическая прочность. Хрупкая прочность. Вибропрочность. Расчет на прочность при сейсмических воздействиях. Испытания натурного оборудования и модельных образцов.
• Контроль, управление и защита ядерных энергетических установок. Системы контроля нейтронно-физических и теплотехнических параметров. Безопасность и проблема управления. Защиты по уровню мощности и разгону. Управляющие системы нормальной эксплуатации и безопасности. Взаимодействие «человек – машина».
• Основные принципы и критерии обеспечения безопасности. Нормативно-регулирующие документы. Принципы защиты в глубину. Уровни глубоко эшелонированной защиты. Фундаментальные функции безопасности. Принцип единичного отказа. Критерии и условия обеспечения безопасной эксплуатации.
• Физические принципы реакторов с естественной безопасностью.
• Анализ аварий. Проектные и запроектные аварии. Анализ надежности систем безопасности. Модели систем безопасности. Управление аварией. Вероятностный анализ. Сценарии аварий на АЭС с реакторами ВВЭР, БН, РБМК.
• Программные комплексы для нейтронно-физических расчетов, проектных и эксплуатационных расчетов динамики и безопасности, радиационной защиты, для расчетного обоснования прочности, моделирования тяжелых аварий и их последствий.

3. Ядерные энергетические установки

• Атомные станции. Типы атомных станций. Основные компоненты и системы энергоблоков АЭС. Судовые и космические ядерные энергетические установки. Передвижные и блочно-транспортабельные ядерные энергетические установки. Радионуклидные генераторы. Термоядерные реакторы. Гибридные системы синтеза – деления. Классификация ядерных реакторов.
• Теплоносители ядерных реакторов. Требования, особенности применения. Водно-химические режимы первого (второго) контура. Технологии жидкометаллических, органических, газовых теплоносителей.
• Материалы в реакторостроении. Условия работы и критерии выбора. Теплоустойчивые стали, коррозионно-стойкие стали, циркониевые сплавы, нержавеющие стали, никилевые сплавы, сплавы на основе титана, высокотемпературные сплавы, графит, керамические материалы. Материалы органов управления реактивностью. Материалы замедлителей и отражателей. Материалы защиты.
• Ядерное топливо. Конструкционные материалы твэлов и ТВС. Основные требования, характеристики.
• Тепловыделяющие элементы и ТВС ядерных реакторов. Основные требования. Типы конструктивных решений. Физико-химические процессы, протекающие в твэлах и ТВС в условиях эксплуатации.
• Органы регулирования ядерных реакторов. Назначение, состав, конструкции и функциональное использование. Особенности органов регулирования реакторов различных типов. Использование жидких, газообразных и сыпучих поглотителей.
• Корпусные легководные реакторы с водой под давлением и кипящие. Развитие реакторов. Реакторы ВВЭР-1000, АСТ-500, АТЭЦ, liWR. Реакторы ВК, BWR. Конструкции. Компоновка оборудования. Системы нормальной эксплуатации. Системы безопасности.
• Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Развитие реакторов. Реакторы БН-600, БН-800. Корпус реактора и внутрикорпусные устройства. Активная зона и зона воспроизводства. Технические средства обеспечения безопасности. Компоновка оборудования.
• Канальные водографитовые и тяжеловодные реакторы. Развитие канальных реакторов. Первая в мире, Сибирская, Белоярская АЭС, Билибинская АТЭЦ. Реакторы РБМК-1000, РБМК-1500. Металлоконструкции. Активная зона. Контур многократной принудительной циркуляции. Системы нормальной эксплуатации и системы безопасности. Канальные тяжеловодные реакторы.
• Реакторы, охлаждаемые газом. Развитие реакторов. Реакторы с гелиевым теплоносителем. Активные зоны из шаровых, стержневых твэлов и призматических блоков.
• Ядерные реакторы нового поколения - с водой под давлением, бассейновые, канальные, с жидкометаллическим теплоносителем (натрием, свинцом-висмутом, свинцом), модульные, охлаждаемые газом с использованием газовой турбины, с циркулирующим топливом, с расплавно-солевым теплоносителем.
• Исследовательские реакторы. Физические и конструктивные особенности. Экспериментальные устройства исследовательских реакторов. Стационарные и учебно-исследовательские реакторы.
• Теплообменное и сепарационное оборудование реакторных установок. Парогенераторы для АЭС с ВВЭР и liWR, теплообменные аппараты АЭС с БН, ВТГР, сепараторы пара. Основные характеристики.
• Насосы ядерных энергетических установок. Главные циркуляционные насосы. Питательные насосы. Конструкция опор, уплотнений вала. Основные характеристики.
• Системы перегрузки топлива. Способы перегрузки. Хранилища отработавшего ядерного топлива. Транспортно-технологическое оборудование. Перегрузочные устройства.
• Трубопроводы, опоры и опорные конструкции оборудования и трубопроводов. Гидроамортизаторы.
• Трубопроводная и регулирующая арматура.

4. Сооружение, монтаж и эксплуатация ядерных энергетических установок

• Особенности проектирования и сооружения ядерных энергетических установок. Выбор площадок. Компоновка зданий и сооружений.
• Выполнение строительно-монтажных работ. Поставка оборудования. Особенности организации монтажа. Управление качеством. Монтаж реакторов ВВЭР, БН, РБМК. Основные технологические процессы.
• Организация и контроль эксплуатации. Установление и корректировка пределов и условий безопасной эксплуатации. Регламентация эксплуатации. Техническое обслуживание и ремонт. Регламентация действий при авариях и в аварийных ситуациях. Показатели работы АЭС. Система ведомственного контроля за эксплуатацией. Федеральный надзор за безопасностью.
• Методы эксплуатационной и оперативной диагностики за состоянием металла и оборудования, трубопроводов АЭС. Периодичность эксплуатационного контроля. Системы оперативной диагностики.
• Тренажеры для персонала АЭС. Технологические основы их разработки. Полномасштабные и аналитические тренажеры.
• Дезактивация технологического оборудования, зданий и сооружений. Основные методы и организация дезактивации.
• Обращение с радиоактивными отходами на АЭС. Переработка радиоактивных вод. Отверждение жидких радиоактивных отходов. Переработка твердых радиоактивных отходов. Обращение с газообразными радиоактивными отходами. Системы газоочистки при запроектных авариях.

5. Управление сроком службы ядерных энергетических установок

• Жизненный цикл ядерной энергетической установки и принципы управления сроком службы. Продление срока службы. Вывод из эксплуатации.
• Обеспечение и повышение безопасности при продлении эксплуатации. Повреждающие факторы. Технологическая последовательность операций.
• Радиоактивные материалы при снятии с эксплуатации ядерных энергетических установок. Транспортировка и хранение топлива. Удаление радиоактивных отходов высокой и средней активности. Дезактивация оборудования. Реабилитация территорий, загрязненных радионуклидами.
• Особенности снятия с эксплуатации судовых ядерных энергетических установок.

Основная литература

Основная литература

• Шевелев Я. В., Клименко А. В. Эффективная экономика ядерного топливно-энергетического комплекса. М.: Изд-во РГТУ, 1996.
• Ганев И. Х. Физика и расчет реактора. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1992.
• Кириллов П. Н., Богословский Г. П. Теплообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 2000.
• Ганчев Б. Г., Калишевский Л. Л., Демешев Р. С. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1990.
• Конструкционные материалы ядерных реакторов / Н. М. Бескоровайный, Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов. М.: Энергоатомиздат, 1995.
• Самойлов А. Г., Волков В. С., Солонин В. И. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1996.
• Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. Учебник для вузов. М.: Атомная техника, 1994.
• Титов В. Ф., Рассохин Н. Г.. Федоров В. Г. Парогенераторы атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1992.
• Иванов В. А Эксплуатация атомных электростанций. СПб., 1994.

Дополнительная литература

• Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. 2-е изд. / Н. С. Бабаев, В. Ф. Демин, Л. А. Ильин и др. Под ред. Александрова. М.: Энергоатомиздат, 1984.
• Белая книга ядерной энергетики. / Е. О. Адамов, Л. А. Большов, И. Х. Ганев и др. М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ, 2001.
• Крицкий В. Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. СПб.: Синто,1996.
• Тевлин С. А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000. М: Изд-во МЭИ, 2002.
• Новиков В. М., Смирнов И. С., Алексеев П. Н. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок). М.: Энергоатомиздат, 1993.
• Кокорев Б. А., Фарафонов В. А. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1990.
• Трунов Н. Б., Логвинов С. А., Драгунов Ю. Г. Гидродинамические и теплохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001.
• Острейковский В. А. Эксплуатация атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1999.
• Ковалевич О. М. Основы обеспечения безопасности атомных станций. М.: Изд-во МЭИ, 1999.

Далее помещена более старая программа

ПРОГРАММА-МИНИМУМ
кандидатского экзамена по специальности 05.14.03 –
«Ядерные энергетические установки»

Кандидатский экзамен по специальности является неотъемлемой частью государственной аттестации научных и научно-педагогических кадров.

Программы -минимум кандидатских экзаменов по специальностям энергетического профиля отражают современное состояние конкретных отраслей технических наук и включают их важнейшие разделы, знание которых необходимо.

Рассмотрение проблем энергетики должно базироваться на задачах ускорения научно-технического прогресса, поставленных XXVII съездом КПСС и нашедших отражение в «Основных направлениях развития народного хозяйства на 1986 – 1990 г.г. и на период до 2000 года».

Программа-минимум по специальности является первой частью программы кандидатского экзамена. Вторая часть (дополнительная программа) разрабатывается специализированным советом и соответствует профилю ВУЗа или НИИ, в (при) котором создан специализированный совет. Дополнительная программа утверждается руководством ВУЗа или НИИ.

В основу программы положены следующие учебные дисциплины: «Теория ядерных реакторов», «Атомные электрические станции», «Ядерные энергетические реакторы», «Парогенераторы АЭС», «Экономика ядерной энергетики и организация производства», «Тепломассообмен в ядерных реакторах», «Защита от излучений и охрана окружающей среды».

1. Современное состояние атомной энергетики и перспективы ее развития
   Развитие АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в странах мира. Место реакторов на быстрых нейтронах в общем развитии атомной энергетики. Современное состояние и перспективы развития атомной энергетики в СССР и в странах мира. Тенденции развития ЯЭУ различных типов.
2. Тепловые схемы современных ЯЭУ
   Принципиальные тепловые схемы одноконтурных, двухконтурных и трехконтурных ЯЭУ. Взаимосвязь тепловой схемы с типом реактора, конструкционными материалами и водным режимом. Принципы выбора температуры питательной воды для АЭС различных типов. Особенности промежуточного перегрева пара для турбин АЭС и выбор его параметров. Оптимизация выбора параметров ЯЭУ различных типов.
3. Экономичность ядерных электростанций
   Взаимосвязь тепловой и общей экономичности для АЭС. Удельные капитальные вложения и себестоимость производства электроэнергии. Метод приведенных затрат при технико-экономических оценках эффективности капитальных вложений. Глубина выгорания, технические пределы и экономически обоснованный выбор.
4. Водный режим АЭС. Требования к водно-химическому режиму реакторов и парогенераторов.
   Водный режим кипящих реакторов и ВВЭР и его нормирование. Нормирование показателей водно-химического режима вторых и третьих контуров АЭС. Конденсатоочистка и ее состав. Дезактивация оборудования АЭС. Химические очистки. Применение электромагнитных ионитных фильтров.
5. Основное оборудование АЭС и ЯЭУ
   Развитие реакторов одноконтурных и двухконтурных АЭС. Атомные станции теплоснабжения (АСТ), атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ). Конструктивные особенности, состав и основные физические и теплогидравлические характеристики реакторных установок различных типов. Особенности и развитие турбинных установок современных АЭС. Типы циркуляционных насосов. Вспомогательные реакторные системы. Парогенераторы, их конструкции, используемые материалы. Оборудование конденсатно-питательного тракта.
6. Радиационная безопасность АЭС
   Развитие, примеры и сопоставление противоаварийных средств защиты современных АЭС. Радиометрический и дозиметрический контроль внутри АЭС и на прилегающей территории. Системы технологической дезактивации. Методы захоронения радиоактивных отходов. Радиационная безопасность и вопросы охраны окружающей среды.
7. Ядерные энергетические реакторы
   Принцип работы ядерного реактора. Классификация и основные типы ядерных энергетических реакторов. Реакторы с водой под давлением. Кипящие водо-водяные и графитовые реакторы. Газоохлаждаемые и тяжеловодные реакторы. Реакторы на быстрых нейтронах. Тепловыделение в ядерных реакторах и организация теплоотвода. Распределение энерговыделений по объему активной зоны. Коэффициенты неравномерности и способы выравнивания энерговыделений. Поле температур по высоте и сечению элементарной ячейки при охлаждении однофазным и двухфазным (кипящим) теплоносителем. Реакторы, ограничивающие теплогидравлические параметры и единичную мощность реактора. Удельная энергонапряженность различных типов энергетических реакторов.
8. Материалы ЯЭУ
   Виды ядерного горючего. Материалы оболочек ТВЭЛ. Конструкции ТВЭЛ. Цирконий, алюминий и их сплавы. Материалы СУЗ. Материалы замедлителя и отражателя. Теплоносители. Материалы корпусов реакторов. Материалы паро-водяного тракта. Материалы высокотемпературных реакторов и ЯЭУ различных типов.
9. Теплообмен и гидродинамика в оборудовании ЯЭУ
   Теплообмен при турбулентном режиме течения. Расчетные зависимости. Продольное и поперечное обтекание пучков труб. Расчетные зависимости. Теплоотдача при кипении жидкостей. Механизм передачи тепла от твердой поверхности и кипящей жидкости. Зависимость коэффициента теплоотдачи от температурного напора. Режим кипения. Зависимость критического теплового потока от различных факторов. Кипение недогретой жидкости. Параметры, характеризующие поток пароводяной смеси. Режимы течения пароводяной смеси в парогенерирующих трубах. Истинные параметры циркуляции. Гидравлический расчет реакторов. Гидродинамика и теплообмен при аварийных нарушениях плотности первого контура.
10. Топливные циклы
    Топливные циклы атомной энергетики с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Структура производства предприятий топливного цикла. Регенерация выгоревшего ядерного топлива.
11. Дозиметрия ионизирующих излучений. Удаление, переработка и захоронение радиоактивных отходов на АЭС
    Образование радиоактивных веществ в твердой, жидкой и газообразной формах. Дезактивация твердых, жидких и газообразных радиоактивных отходов. Захоронение радиоактивных отходов. Основные понятия о дозиметрии ионизирущих излучений. Определение и нормы радиоактивного воздействия на человека. Внутренний и внешний радиометрический и дозиметрический контроль. Защита окружающей среды.
12. Обеспечение безопасности АЭС
    Общие определения и термины. Концепции и критерии безопасности АЭС. Радиационная, ядерная и техническая безопасность и задачи, ими решаемые. Классификация аварий и систем безопасности.Количество-вероятностный анализ безопасности АЭС на основе концепции поиска. Особенности протекания аварийных процессов на АЭС с ВВЭР, канальными реакторами, АСТ, БН. Системы безопасности ВВЭР, РБМК, АСТ, БН. Распределение радиоактивных веществ в аварийных условиях.
13. Термоядерные установки
    Схемы термоядерных установок. Технические проблемы термоядерного синтеза. Возможные конструкции отдельных элементов схемы.

ЛИТЕРАТУРА

1. Маргулова Т. Х. Атомные электрические станции. Изд. 4-е. М., Высшая школа, 1985.
2. Рассохин Н. Г. Парогенераторные установки АЭС. М., Атомиздат, 1979.
3. Бартоломей Г. Г. и др. Теория и методы расчета ядерных реакторов. М., Атомиздат 1984.
4. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1984.
5. Дементьев Б. А. Конструирование и регулирование ядерных реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984.
6. Герасимов В. В., Монахов А.С. Материалы ядерной техники. М., Энергоатомиздат, 1983.
7. Кириллов П. Л. и др. Справочник по теплогидравилическим расчетам. М., Энергоатомиздат, 1984.
8. Голубев Б. П. Дозиметрия ионизирующих излучений. М., Энергоатомиздат, 1986.
9. Экономичность и безопасность АЭС. Под редакцией Маргуловой Т.Х., Высшая школа, 1984.

Возврат к списку