от 10 до 16 недель
от 4 до 7 часов в неделю
2 зачётных единиц
русский языкКурс «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
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
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 |
Завершён
НИЯУ МИФИДата начала будет сообщена позже
НИЯУ МИФИДата начала будет сообщена позжеНа текущий момент запись на курс завершена
НИЯУ МИФИ