course language
course duration
needed to educate
for credit at your university
В рамках курса «Проект реактора ВВЭР» изложена информация об особенностях конструкции активной зоны реактора проекта ВВЭР и системах, необходимых для нормальной эксплуатации реактора. В курсе так же приводится обоснование некоторых технических решений, связанных с обоснованием безопасности реактора ВВЭР.
Курс «Проект реактора ВВЭР» является базовым для обучения в магистратуре по направлениям в области ядерной физики и технологий.
Курс посвящен изучению описания энергоблоков АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 и смежных систем. В рамках курса для энергоблока с реактором ВВЭР-1000 описание основных систем дано применительно к серийному проекту В-320.
Целями курса является ознакомление студентов с особенностями конструкции реактора ВВЭР, со смежными системами и последующий контроль приобретаемых ими компетенций.
Курс является двуязычным (читается на английском языке с русскими субтитрами) и предназначен в первую очередь для иностранных студентов, обучающихся в России.
Десять последовательно связанных модулей (наименования есть в программе курса), в каждом модуле 2 урока (лекции), контрольные вопросы с несколькими вариантами ответов, зачетные материалы в электронной форме.
Курс рассчитан на десять недель (по одному модулю в неделю). Недельная учебная нагрузка: 2 урока (лекции) с последующими ответами на контрольные вопросы. Общая трудоемкость курса – 2 зачетные единицы.
5. WWER-100/V392 (Atomenergoproject/Gidropress, Russian Federation), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.
Модуль 1. Введение.
Урок 1. Реакторная установка с реактором ВВЭР-1000.
Урок 2. Основное оборудование циркуляционного контура.
Модуль 2. Реактор ВВЭР часть 1.
Урок 3. Корпус реактора ВВЭР
Урок 4. Внутрикорпусные устройства реактора ВВЭР.
Модуль 3. Реактор ВВЭР часть 2.
Урок 5. Ядерное топливо.
Урок 6. Замедлитель и теплоноситель.
Модуль 4. Система управления и защиты реактора ВВЭР.
Урок 7.Оборудование системы СУЗ
Урок 8. Принцип работы системы СУЗ
Модуль 5. Давление в циркуляционном контуре..
Урок 9. Создание давления в контуре.
Урок 10. Система компенсации давления.
Модуль 6. Система борного регулирования.
Урок 11. Борная кислота при управлении реактором
Урок 12. Продувка циркуляционного контура.
Модуль 7. Система аварийного ввода бора.
Урок 13. Оборудование системы аварийного ввода бора.
Урок 14. Принцип работы системы аварийного ввода бора.
Модуль 8. Система аварийного и планового расхолаживания.
Урок 15. Плановое расхолаживание реактора ВВЭР.
Урок 16. Аварийное расхолаживание Реактора ВВЭР.
Модуль 9. Спринклерная система.
Урок 17. Оборудование спринклерной системы.
Урок 18. Принцип работы спринклерной системы.
Модуль 10.Система локализации.
Урок 19. Оборудование системы локализации
Урок 20. Принцип работы системы локализации.
РО-1 |
Знание принципов работы ядерного реактора ВВЭР-1000, включая основные узлы реактора. |
РО-2 |
Знание основного оборудования и систем энергоблока с реактором ВВЭР-1000 для обеспечения безопасной эксплуатации |
РО-3 |
Знание принципов использования основных систем эксплуатации реактора ВВЭР-1000 |
РО-1 |
Знание принципов работы ядерного реактора ВВЭР-1000, включая основные узлы реактора. |
РО-2 |
Знание основного оборудования и систем энергоблока с реактором ВВЭР-1000 для обеспечения безопасной эксплуатации |
РО-3 |
Знание принципов использования основных систем эксплуатации реактора ВВЭР-1000 |
Компетенции по получению, анализу и обобщению информации в области эксплуатации АЭС с реактором ВВЭР, будут получены студентами после прохождения курса «Проект реактора ВВЭР».
course language
course duration
needed to educate
for credit at your university
Кандидат технических наук, Доцент
Position: Доцент Отделения ядерной физики и технологий офиса образовательных программ
Position: Старший преподаватель Отделения ядерной физики и технологий офиса образовательных программ