наверх

Основы энергетических ядерных технологий

15 сентября - 15 декабря 2020 г.
Старт через 42 дня
89 дней
До конца записи
  • 10 недель

    длительность курса

  • от 3 до 4 часов в неделю

    понадобится для освоения

  • 2 зачётных единицы

    для зачета в своем вузе

О курсе

Курс посвящен физическим основам современных энергетических технологий. Рассматриваются физические явления, протекающие в ядерных реакторах. Курс содержит материалы по основам нейтронной физики, физики реакторов и теплогидравлических процессов в энергетических установках.

Программа курса

Тема 1. Введение в курс.

Рассматривается роль ядерной энергетики в мировом балансе генерации электроэнергии. Описано современное состояние ядерной энергетики в России и мире. Работа с базой данных МАГАТЭ по энергетическим реакторам PRIS.

Тема 2. Современные и перспективные типы ядерных энергетических установок.

Рассмотрены различные типы классификации ядерных реакторов. Основные технологические особенности современных ядерных энергетических установок. Рассмотрены перспективные проекты ядерных реакторов.

Тема 3. Элементы ядерной физики.

Теоретический ликбез по основам ядерной физики. Процессы взаимодействия нейтронов с веществом. Ядерные данные. Система ядерной информации JANIS.

Тема 4. Основы физической теории ядерных реакторов.

Элементы теории переноса нейтронов в размножающих средах. Основные принципы и подходы при проведении нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Приведены теоретические основы физической теории ядерных реакторов.

Тема 5. Тепловые схемы и термодинамические циклы АЭС.

Основы технической термодинамики. Термодинамические циклы АЭС, классификация, основы построения T-S диаграмм. Тепловые схема АЭС.

Тема 6. Теплогидравлические процессы в активных зонах ядерных реакторов.

Основные принципы и подходы при проведении тепловых расчетов АЭС. Основы теории тепломассообмена. Физические принципы и основы теплогидравлических расчетов активных зон ядерных реакторов

Тема 7. Виртуальная лабораторная работа «Определение критического размера реактора».

Виртуальные измерения, обработка и интерпретация пространственных распределений плотности потока нейтронов в уран-графитовой подкритической сборке со статическим источником нейтронов, определение параметров критического уран-графитового реактора.

Тема 8. Виртуальная лабораторная работа «Измерение пространственных распределений плотности потока нейтронов».

Виртуальные измерения, обработка и интерпретация пространственных распределений плотности потока нейтронов в уран-водной подкритической сборке со статическим источником нейтронов и изучение зависимости материального параметра от шага решётки.

Тихомиров Георгий Валентинович

Доктор физико-математических наук, Профессор
Должность: Заместитель директора Института ядерной физики и технологий

Делов Максим Игоревич


Должность: Ассистент Института ядерной физики и технологий НИЯУ МИФИ

Похожие курсы