язык курса
длительность курса
понадобится для освоения
для зачета в своем вузе
Курс «Управление мощностью и полем энерговыделения реактора ВВЭР» является специальным разделом физики ядерных реакторов. Предметом курса являются особенности нейтронного поля и поля энерговыделения реактора ВВЭР, а также средства воздействия на реактивность, находящиеся в распоряжении оператора. Курс охватывает:
– минимально необходимые основы теории ядерных реакторов;
– нейтронно-физические особенности реакторов, охлаждаемых водой под давлением;
– показатели неравномерности энерговыделения и состав топливных загрузок реакторов ВВЭР;
– борная и механическая системы регулирования реакторов ВВЭР
– средства нейтронно-физических и теплотехнических измерений реакторов ВВЭР, контроль тепловой мощности;
– рекомендации оператору по управлению мощностью и полем энерговыделения.
Курс необходим студентам, изучающим ядерные реакторы и вопросы эксплуатации АЭС. Кроме того, он может быть полезен специалистам АЭС с реакторами ВВЭР при подготовке на должности, связанные с непосредственным управлением ядерным реактором либо с выполнением нейтронно-физических расчётов (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.
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%.
Рекомендуема литература:
1. Белозеров В.И., Жук М.М., Кузина Ю.А., Терновых М.Ю. Физика и эксплуатационные режимы реактора ВВЭР-1000. М.: НИЯУ МИФИ, 2014. – 288 с. – ISBN 978-5-7262-2016-1
2. Крючков В.П., Андреев Е.А., Хренников Н.Н. Физика реакторов для персонала АЭС с ВВЭР и РБМК: Учебное пособие для персонала АЭС / Под ред. В.П. Крючкова. – М.: Энергоатомиздат, 2006. – 288 с.: илл.
3. Андрушечко С.А., Афров А.М .,Васильев Б.Ю., Генералов В.Н. и др. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. М.: Логос, 2010г., – 604 с.+цв.вклейки.
4. Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000. Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011, –116 с.
5. Украинцев В.Ф. Эффекты реактивности в энергетических реакторах. Учебное пособие. Обнинск , ИАТЭ, 2000г. – 60с.
Нормативно-технические документы:
НП-082-07 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций»
Онлайн-курсы:
https://openedu.ru/course/mephi/mephi_010_nuclearphys/ – курс НИЯУ МИФИ «Введение в ядерные физику и технологии» на платформе «Открытое образование»
https://openedu.ru/course/mephi/mephi_nrpb – курс НИЯУ МИФИ «Основы физики ядерных реакторов» на платформе «Открытое образование»
https://openedu.ru/course/mephi/mephi_wwer – курс НИЯУ МИФИ «Проект реактора ВВЭР» на платформе «Открытое образование»
https://openedu.ru/course/mephi/mephi_perehproc/ – курс НИЯУ МИФИ «Переходные процессы в ядерных реакторах» на платформе «Открытое образование»
Модуль 1 Цепная реакция деления. Энерговыделение в ядерном реакторе
Урок 1. Ядерная энергия и её использование
Урок 2. Ядерные и нейтронные реакции
Урок 3. Цепная реакция деления
Урок 4. Коэффициент размножения и реактивность
Модуль 2 Нейтронное поле в ядерном реакторе
Урок 1. Энергия и спектр нейтронов
Урок 2. Характеристики нейтронного поля
Урок 3. Диффузионное приближение и уравнение диффузии
Урок 4. Нейтронное поле и критичность ядерного реактора
Модуль 3 Нейтронный цикл в реакторе ВВЭР
Урок 1. Замедление нейтронов
Урок 2. Спектр теплового ядерного реактора
Урок 3. Резонансное поглощение нейтронов
Урок 4. Формула четырёх сомножителей
Модуль 4 Устройство и работа реактора ВВЭР
Урок 1. Принцип работы реакторной установки ВВЭР
Урок 2. Устройство реактора и активной зоны ВВЭР
Урок 3. Тепловыделяющие сборки реактора ВВЭР
Модуль 5 Реактивность. Коэффициенты и эффекты реактивности реактора ВВЭР
Урок 1. Эффекты и коэффициенты реактивности
Урок 2. Влияние температуры топлива на реактивность
Урок 3. Влияние температуры воды на реактивность
Урок 4. Влияние давления в первом и втором контуре на реактивность
Модуль 6 Запас реактивности ВВЭР и его компенсация
Урок 1. Запас реактивности
Урок 2. Борная компенсация запаса реактивности
Урок 3. Влияние борной компенсации на ядерную безопасность
Урок 4. Выгорающие поглотители
Модуль 7 Неравномерность энерговыделения и физическое профилирование
Урок 1. Коэффициенты неравномерности
Урок 2. Физическое профилирование
Урок 3. Построение топливных загрузок ВВЭР
Модуль 8 Борная и механическая системы регулирования реакторов ВВЭР
Урок 1. Борная и механическая системы регулирования реакторов ВВЭР
Урок 2. Борное регулирование ВВЭР
Урок 3. Механическая система регулирования
Урок 4. Управление ОР СУЗ реактора ВВЭР
Модуль 9. Нейтронно-физические и теплотехнические измерения
Урок 1. Внутриреакторный контроль в реакторах ВВЭР
Урок 2. Аппаратура контроля нейтронного потока
Урок 3. Контроль тепловой мощности реактора ВВЭР
Модуль 10. Эксплуатация топливных загрузок ВВЭР
Урок 1. Альбом нейтронно-физических характеристик
Урок 2. Регламент безопасной эксплуатации энергоблока
Урок 3. Оперативный расчёт изменений реактивности
В результате прохождения курса слушптель будет
Знать:
Уметь:
|
Индекс |
Формулировка |
|
УКЕ-1 |
Способен использовать знания естественнонаучных дисциплин, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования в поставленных задачах |
|
ОПК-1 |
Способен использовать базовые знания естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования |
|
ОПК-2 |
Способен формулировать цели и задачи исследования, выбирать критерии оценки, выявлять приоритеты решения задач в сфере ядерной энергетики и технологий |
|
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 |
|
ПК-3 |
Способен использовать фундаментальные законы в области физики атомного ядра и частиц, ядерных реакторов, термодинамики, гидродинамики и тепломассопереноса в объеме достаточном для самостоятельного комбинирования и синтеза идей, творческого самовыражения |
|
ПК-2 |
Способен к созданию новых методов расчета современных реакторных установок и физических устройств, методов исследования теплофизических процессов и свойств реакторных материалов и теплоносителей; разработке новых систем преобразования тепловой и ядерной энергии в электрическую, методов и методик оценки количественных характеристик ядерных материалов |
|
ПК-4 |
Способен применять экспериментальные, теоретические и компьютерные методы исследований в профессиональной области |
|
УК-1 |
Способен осуществлять критический анализ проблемных ситуаций на основе системного подхода, вырабатывать стратегию действий |
|
УКЕ-1 |
Способен использовать знания естественнонаучных дисциплин, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования в поставленных задачах |
|
ОПК-1 |
Способен использовать базовые знания естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования |
|
ОПК-2 |
Способен формулировать цели и задачи исследования, выбирать критерии оценки, выявлять приоритеты решения задач в сфере ядерной энергетики и технологий |
|
ОПК-4 |
Способен разрабатывать алгоритмы и компьютерные программы, пригодные для практического применения |
|
ПК-1 |
Способен техническую использовать научно-техническую информацию, отечественный и зарубежный опыт в области проектирования и эксплуатации ядерных энергетических установок |
|
ПК-2 |
Способен проводить математическое моделирование для анализа всей совокупности процессов в ядерно-энергетическом и тепломеханическом оборудовании АЭС |
|
ПК-7 |
Способен к проведению предварительных технико-экономических расчетов в области проектирования ядерных энергетических установок |
|
ПК-9 |
Способен анализировать нейтроннофизические, технологические процессы и алгоритмы контроля, управления и защиты ЯЭУ с целью обеспечения их эффективной и безопасной работы |
|
УК-1 |
Способен осуществлять критический анализ проблемных ситуаций на основе системного подхода, вырабатывать стратегию действий |
|
УКЕ-1 |
Способен использовать знания естественнонаучных дисциплин, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования в поставленных задачах |
|
ОПК-1 |
Способен формулировать цели и задачи исследования, выбирать критерии оценки, выявлять приоритеты решения задач |
|
ПК-3 |
Способен владеть основами проектирования и конструирования оборудования |
|
ПК-7 |
Способен использовать и оценивать современные достижения науки и техники для решения профессиональных задач в научно-исследовательской деятельности |
|
ПК-9 |
Способен владеть методами испытания основного оборудования энергетических установок, выполнения технико-экономических расчетов |
|
УК-1 |
Способен осуществлять поиск, критический анализ и синтез информации, применять системный подход для решения поставленных задач |
|
УКЕ-1 |
Способен использовать знания естественнонаучных дисциплин, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования в поставленных задачах |
|
ОПК-1 |
Способен использовать базовые знания естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования |
|
ПК-1 |
Способен к участию в разработке методов прогнозирования количественных характеристик процессов, протекающих в конкретных технических системах на основе существующих методик |
|
ПК-3 |
Способен к участию в исследовании и испытании основного оборудования атомных электростанций в процессе разработки и создания |
|
ПК-6 |
Способен к участию в проектировании основного оборудования атомных электростанций, термоядерных реакторов, плазменных и других энергетических установок с учетом экологических требований и обеспечения безопасной работы |
Знание основ физики ядерных реакторов, необходимых для понимания принципа работы реактора ВВЭР
Знание принципов действия обратных связей в реакторах ВВЭР, особенностей компенсации запаса реактивности
Знание принципов управления мощностью и полем энерговыделения реактора ВВЭР, устройства борной и механической систем регулирования
Знание основных требований нормативно-технических и эксплуатационных документов к работе топливной загрузки реактора ВВЭР
Умение пользоваться альбомом нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР
Умение выполнить оценку изменения состояния реакторной установки ВВЭР на основе баланса реактивности
язык курса
длительность курса
понадобится для освоения
для зачета в своем вузе
По данному курсу возможно получение сертификата.
Стоимость прохождения процедур оценки результатов обучения с идентификацией личности - 3600 Р.
К сожалению, мы не гарантируем корректную работу сайта в вашем браузере. Рекомендуем заменить его на один из предложенных.
Также советуем ознакомиться с полным списком рекомендаций.
