Основы физики ядерных реакторов

Этот курс основан на курсе «Теория переноса нейтронов», который преподавался в Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ» в течение последних 20 лет.

Результаты обучения курса:

·         Определения основных процессов, которые могут проходить в активной зоне реактора, законы, уравнения и пределы применимости моделей, описывающих нейтронное поле в реакторе;

·         Демонстрация практического опыта в расчетах распределения нейтронов в средах;

·         Демонстрация анализа процессов замедления нейтронов в различных средах (типичных для ядерных реакторов деления) с точки зрения понимания физики процесса;

Формат курса: четыре последовательно связанных модуля

Курс рассчитан на 10 недель.

Недельная учебная нагрузка: от 1 до 2 часов.

Общая трудоемкость курса – 2 зачетные единицы.

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%.

Курс идет на английском языке.

Владение английским языком на уровне не ниже Intermediate.

Курс идет на английском языке.

Структура курса:

Модуль 1. Введение в процессы взаимодействия нейтронов с ядрами среды

Секция 1.1 Свойства свободного нейтронного и ядерного деления

·         Описание свойств свободных нейтронов и их классификаций

·         Определение основной ядерной реакции - источников нейтронов

·         Определение основных свойств ядерного деления

Секция 1.2. Взаимодействие нейтронов с веществом

·         Определение основного процесса взаимодействия нейтронов с ядрами среды

·         Определение микроскопического и макроскопического сечения и длины свободного пробега

Секция 1.3. Нейтронное поле и основные функции для его описания.

·         Определение нейтронного потока, тока, односторонних токов и вектора тока

·         Расчет функций в простых случаях

Модуль 2. Пространственное распределение нейтронов в среде

Секция 2.1. Теория диффузии. Диффузионное уравнение и закон Фика

·         Определение основных приближений теории диффузии - закона Фика и уравнения диффузии

·         Объясните каждый член в уравнении диффузии

Секция 2.2.Решения диффузионного уравнения в разных геометриях

·         Определение начальных и граничных условий для поиска решение

·         Поиск решений уравнения диффузии в разных геометриях

·         Интерпретация решений из физического смысла

Секция 2.3. Решения диффузионного уравнения в размножающей среде

·         Поиск и интерпретация решения в размножающей среде

·         Определение материального и геометрического параметра, коэффициент размножения ядерного реактора

Модуль 3. Энергетическое распределение нейтронов

Секция 3.1. Основные принципы замедления нейтронов

·         Зачем замедлять нейтроны

·         Объяснение, какая ядерная реакция лучше всего замедляет

·         Объяснение основных принципов упругого рассеяния - диапазона энергий после столкновения, частотной функции, средней потери энергии за одно столкновение и т.д.

Секция 3.2. Нейтронный спектр в непоглощающей среде

·         Летаргия нейтронов

·         Уравнение замедления

·         Поиск решения в непоглощающей среде

Секция 3.3. Нейтронный спектр в поглощающей среде

·         Объяснение зависимости поглощающего сечения от энергии

·         Определение эффекта Доплера, плотности замедления, вероятности избежать поглощения на резонансах

·         Поиск решения уравнения замедления в поглощающей среде

Секция 3.4. Термализация нейтронов

·         Определение основных принципов поведения нейтронов в тепловом диапазоне

·         Спектр Максвелла

·         Определение усредненного сечения, фактора Вескотта и его зависимости от температуры окружающей среды.

Модуль 4. Многогрупповой метод

·         Определение энергетической группы

·         Определение принципов получения усредненного сечения

·         Объяснение мультигруппового приближения

·         Поиск решения групповых уравнений диффузии

В результате обучения по курсу слушатель получит:

• Знание определений основных процессов, которые могут проходить в активной зоне реактора, законы, уравнения и пределы применимости моделей, описывающих нейтронное поле в реакторе;
• Демонстрация практического опыта в расчетах распределения нейтронов в средах;
• Демонстрация анализа процессов замедления нейтронов в различных средах (типичных для ядерных реакторов деления) с точки зрения понимания физики процесса.

Курс идет на английском языке.

ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЙ СТАНДАРТ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ НАЦИОНАЛЬНОГО ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО ЯДЕРНОГО УНИВЕРСИТЕТА «МИФИ» УРОВЕНЬ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ МАГИСТРАТУРА, направление подготовки 14.04.02 «Ядерные физика и технологии».