Openedu.ru

Русский
язык курса
от 11 до 12 недель
длительность курса
от 4 до 5 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

Формат курса: три последовательно связанных модуля.

Курс рассчитан на 11 недель.

Недельная учебная нагрузка: от 4 до 5 часов.

Общая трудоемкость курса – 2 зачетные единицы.

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.

Направления подготовки

14.05.02 Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг

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.