Кинетика ядерных реакторов

В учебном курсе рассматриваются рассматривается строгий (на основе уравнения переноса нейтронов и сопряженного уравнения) и качественный выводы уравнений кинетики и их решения с различными степенями приближений. При этом уравнения кинетики рассматриваются без связей реактивности с температурой, мощностью и другими технологическими параметрами реактора. Уравнения кинетики имеют приложения для реакторов нулевой мощности (критических сборок) и для энергетических реакторов в подкритическом состоянии или на минимальном контролируемом уровне мощности, когда энергия, выделяемая нейтронами в процессе цепной реакции деления ядер, настолько мала, что не влияет на температуру реактора. В предлагаемом учебном курсе также представлены общее и приближенные решения уравнений кинетики.

Стоимость доступа к материалам курса за исключением ознакомительной части (включая тестовые материалы и возможность пройти экзамен с прокторингом и получить сертификат) составляет 3600 рублей. Для этого нужно пройти текущее тестирование не меньше чем на 60% и итоговый тест не меньше чем на 60%.

1. Казанский Ю. А. Кинетика ядерных реакторов. Коэффициенты реактивности. Введение в динамику : учеб. пособие для студ. вузов / Ю. А. Казанский, Я. В. Слекеничс. - М. : НИЯУ МИФИ , 2012.
2. Наумов, В.И. Физические основы безопасности ядерных реакторов [Электронный ресурс] : учебное пособие / В. И. Наумов. - 2-е изд., испр. и доп. - Москва : НИЯУ МИФИ, 2013.
3. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальная физика реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 1994
4. Кипин Дж.Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967.
5. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

Модуль 1. Введение.

Модуль 2. Уравнение кинетики реактора.

Модуль 3. Формула обратного умножения.

Модуль 4. Разгон на мгновенных нейтронах.

Модуль 5. Аналитические решения уравнений кинетики.

Модуль 6. Частный случай решения уравнений кинетики.

Модуль 7. Формула обратных часов.

Модуль 8. Обращенное решение уравнения кинетики.

Модуль 9. Решение уравнений кинетики в приближении мгновенного скачка.

Модуль 10. Изменение нуклидного состава топлива при работе реактора, влияние на реактивность.

Модуль 11. Накопление осколков деления, влияние на реактивность.

Модуль 12. Переходные процессы при отравлении реактора в результате изменения концентраций ядер самария и ксенона.

Модуль 13. Коэффициенты реактивности.

Модуль 14. Коэффициенты реактивности и запасы реактивности  для реакторов ВВЭР, РБМК, БН.

Модуль 15. Уравнения динамики реакторов.

В результате обучения по курсу слушатель получит:

• Знание нейтронно-физических процессов в реакторах, процессов гидродинамики и тепломассопереноса в активных зонах или воздействие ионизирующего излучения на материалы, человека и объекты окружающей среды, системы учета, контроля ядерных материалов; основных законов в области физики атомного ядра и частиц, ядерных реакторов, термодинамики, гидродинамики и тепломассопереноса; методов проведения исследований физических процессов.
• Умение проводить математическое моделирование процессов в ядерно- энергетическом и тепломеханическом оборудовании АЭС; анализировать нейтронно-физические, технологические процессы и алгоритмы контроля, управления и защиты; проводить оценки ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ.
• Навыки применения методов оценки ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ЯЭУ, а также при обращении с ядерным топливом и радиоактивными отходами.

Знать нейтронно-физические процессы в реакторах, процессы гидродинамики и тепломассопереноса в активных зонах или воздействие ионизирующего излучения на материалы, человека и объекты окружающей среды, системы учета, контроля ядерных материалов.

Знать основные законы в области физики атомного ядра и частиц, ядерных реакторов, термодинамики, гидродинамики и тепломассопереноса.

Знать методы проведения исследований физических процессов.

Уметь проводить математическое моделирование процессов в ядерно- энергетическом и тепломеханическом оборудовании АЭС.

Уметь анализировать нейтронно-физические, технологические процессы и алгоритмы контроля, управления и защиты.

Уметь проводить оценки ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ.

Владеть методами оценки ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации ЯЭУ, а также при обращении с ядерным топливом и радиоактивными отходами.