Openedu.ru

Русский
язык курса
от 10 до 16 недель
длительность курса
от 4 до 7 часов в неделю
понадобится для освоения
2 зачётных единицы
для зачета в своем вузе

Курс «Переходные процессы в ядерных реакторах» является разделом физики ядерных реакторов. Предметом курса являются закономерности изменения во времени основных параметров реактора – мощности, реактивности, плотности потока нейтронов, температур элементов реактора, а также закономерности изменения изотопного состава топливной загрузки – выгорания и воспроизводства топлива, шлакования, стационарного и нестационарного отравления реактора. Таким образом, курс охватывает как быстрые переходные процессы на мгновенных и запаздывающих нейтронах, протекающие доли секунды, так и процессы длительностью в целую топливную кампанию.

В части закономерностей изотопной кинетики топливных загрузок курс ориентирован на реакторы на тепловых нейтронах, прочий представленный материал носит общий характер.

О курсе

Курс необходим студентам, изучающим конструкции и основы эксплуатации ядерных реакторов. Кроме того, он может быть полезен специалистам АЭС при подготовке на должности, связанные с непосредственным управлением ядерным реактором либо с выполнением нейтронно-физических расчётов (например, на блоках ВВЭР – ведущий инженер управления реактором, начальник смены блока, инженер ядерно-физической лаборатории и другие).

Курс основан на опыте преподавания физики и кинетики ядерных реакторов студентам ВИТИ НИЯУ МИФИ, а также преподавания курса «Основы физики реактора ВВЭР-1000» оперативному персоналу Ростовской АЭС.

Формат

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%.

Информационные ресурсы

1. Казанский, Ю.А. Кинетика ядерных реакторов. Коэффициенты реактивности. Введение в динамику : учебное пособие для вузов / Ю. А. Казанский, Я. В. Слекеничс. - Москва : НИЯУ МИФИ, 2012.

2. Переходные и нестационарные процессы в ядерных реакторах / А.Г. Ильченко; Ивановский гос. энерг. ун-т. – Иваново. 2000 – 116 с.

3. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов: учеб. пособие для вузов. – 2-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 272 с.

4. http://www.oecd-nea.org/janis/ – база JANIS на сайте NEA

5. http://www.gsssd-rosatom.mephi.ru/chart.php – карта нуклидов на сайте Росатома

Программа курса

Модуль 1 – Вводный. Предмет кинетики ядерных реакторов

Модуль 2 – Кинетика на мгновенных нейтронах

Модуль 3 – Запаздывающие нейтроны в ядерном реакторе

Модуль 4 – Запаздывающие нейтроны и СЦР деления

Модуль 5 – Кинетика реактора на запаздывающих нейтронах

Модуль 6 – Запаздывающие нейтроны и период реактора

Модуль 7 – Уравнения кинетики реактора с обратными связями

Модуль 8 – Моделирование кинетики реактора с обратными связями

Модуль 9 – Особенности подкритического состояния реактора

Модуль 10 – Кинетика подкритического реактора и его пуск

Модуль 11 Выгорание и наработка топлива в ядерных реакторах. Уравнения изотопной

кинетики

Модуль 12 Воспроизводство топлива. Коэффициент воспроизводства и его оценка.

Модуль 13 Уран-плутониевый топливный цикл. Рециклирование урана и плутония из

ОЯТ.

Модуль 14 Особенности уран-ториевого топливного цикла

Модуль 15 – Отравление реакторов ксеноном-135

Модуль 16 – Описание ксеноновых процессов в документации реактора ВВЭР

Модуль 17 – Ксеноновые колебания мощности и поля энерговыделения

Модуль 18 – Отравление реактора самарием-149

Результаты обучения

В результате обучения слушатель будет:

Знать:

основные уравнения кинетики ядерных реакторов на мгновенных и запаздывающих нейтронах, включая кинетику подкритического реактора.
основные уравнения изотопной кинетики топливных загрузок и понимать принцип их составления для произвольных нуклидов.
основные закономерности изменения нейтронной мощности и изотопного состава ядерных реакторов во времени.
основные закономерности протекания процессов на ксеноне-135 в ядерных реакторов и способы борьбы с ксеноновыми колебаниями поля энерговыделения.

Уметь:

выполнять моделирование изменения нейтронной мощности и изотопного состава ядерного реактора с помощью дифференциальных уравнений кинетики в точечном приближении

Владеть:

навыками поиска и использования на практике оцененных ядерных данных.

Формируемые компетенции

Номер и название образовательного стандарта НИЯУ МИФИ:

Индекс	Формулировка
14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы»
ПК-1	Способен создавать теоретические и математические модели, описывающие 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
14.05.02 «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг»
ПК-2	Способен проводить математическое моделирование для анализа всей совокупности процессов в ядерно-энергетическом и тепломеханическом оборудовании АЭС
ПК-3	Способен к проведению исследований физических процессов в ядерных энергетических установках в процессе разработки, создания, монтажа, наладки и эксплуатации
ПК-9	Способен анализировать нейтронно-физические, технологические процессы и алгоритмы контроля, управления и защиты ЯЭУ с целью обеспечения их эффективной и безопасной работы
14.04.02 «Ядерные физика и технологии»
ПК-4	Способен самостоятельно выполнять экспериментальные и теоретические исследования для решения научных и производственных задач
14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика»
ПК-8	Способен владеть расчетно-теоретическими и экспериментальными методами исследования физических процессов, выполнять экспериментальные исследования и проводить обработку, анализ и обобщение полученных результатов
ПК-7.2	Способен к проведению экспериментов с целью выявления характеристик оборудования атомных станций, описывающих его состояние, включая физические эксперименты на реакторной установке (по программе ВИТИ НИЯУ МИФИ «Обеспечение безопасности эксплуатации атомных электрических станций»)
ФГОС 14.03.01 «Ядерная энергетика и теплофизика»
ПК-1	Способность к участию в разработке методов прогнозирования количественных характеристик процессов, протекающих в конкретных технических системах на основе существующих методик

Направления подготовки

14.00.00 Ядерная энергетика и технологии

Знания

Знать основные уравнения кинетики ядерных реакторов на мгновенных и запаздывающих нейтронах, включая кинетику подкритического реактора.

Знать основные уравнения изотопной кинетики топливных загрузок и понимать принцип их составления для произвольных нуклидов.

Знать основные закономерности изменения нейтронной мощности и изотопного состава ядерных реакторов во времени.

Знать основные закономерности протекания процессов на ксеноне-135 в ядерных реакторов и способы борьбы с ксеноновыми колебаниями поля энерговыделения.

Умения

Уметь выполнить моделирование изменения нейтронной мощности и изотопного состава ядерного реактора с помощью дифференциальных уравнений кинетики в точечном приближении.