Московский энергетический институт (технический университет) институт тепловой и атомной энергетики (итаэ)

МОСКОВСКИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

• 
  к обобщению, анализу, восприятию информации, постановке цели и выбору путей ее достижения (ОК-1);
  
• 
  к самостоятельной, индивидуальной работе, принятию решений в рамках своей профессиональной компетенции (ОК-7);
  
• 
  применять основные методы, способы и средства получения, хранения, переработки информации, использовать компьютер как средство работы с информацией (ОК-11);
  
• 
  к практическому анализу логики различного рода рассуждений, к публичным выступлениям, аргументации, ведению дискуссии и полемики (ОК-12);
  
• 
  использовать информационные технологии, в том числе современные программные средства компьютерной графики в своей предметной области (ПК-1);
  
• 
  анализировать научно-техническую информацию, изучать отечественный и зарубежный опыт по тематике исследования (ПК-6);
  
• 
  формировать законченное представление о принятых решениях и полученных результатах в виде отчета с его публикацией (публичной защитой) (ПК-7);
  
• 
  участвовать в разработке методов прогнозирования количественных характеристик процессов, протекающих в конкретных технических системах на основе существующих методик (ПК-11);
  
• 
  формулировать цели проекта решения задач, выбирать критерии и показатели, выявлять приоритеты решения задач (ПК-14);
  
• 
  разрабатывать проекты узлов аппаратов новой техники с учетом сформулированных к ним требований, использовать в разработке технических проектов новые информационные технологии (ПК-15);
  
• 
  участвовать в проектировании основного оборудования атомных электростанций, других энергетических установок с учетом экологических требований и обеспечения безопасной работы (ПК-16).
  

• 
  дать информацию обучающимся об основных конструкциях ядерных энергетических реакторов;
  
• 
  дать сведения об основных физических процессах, протекающих в своей взаимосвязи в активной зоне ядерного реактора;
  
• 
  научить студента самостоятельно, на основе простейших методик, проводить оценку основных нейтронно-физических характеристик ядерного реактора на тепловых нейтронах;
  
• 
  дать обзор современных расчётных методов и вычислительных программ, использующихся в настоящее время в нейтронно-физических исследованиях, а также научить пользоваться некоторыми из них.
  

• 
  основные источники научно-технической информации по материалам в ядерном энергомашиностроении (ОК-7, ПК-4);
  
• 
  конструкции энергетических ядерных реакторов (реакторы АЭС) и реакторов специального назначения (ПК-16);
  
• 
  материалы, применяемые в качестве топлива, теплоносителя и конструкционных материалов (ПК-17);
  
• 
  основные приближения и методики применяемые для расчётов нейтронно-физических и теплогидравлических параметров ядерного реактора (ПК-16, ПСК-3);
  
• 
  источники нейтронно-физической информации (справочники, базы данных, сайты Интернет) (ПК-4).
  

• 
  проводить оценку нейтронно-физических характеристик на основе простейших моделей (ПК-2)
  
• 
  самостоятельно разбираться в методиках расчета и применять их для решения поставленной задачи (ОК-7, ПК-8);
  
• 
  использовать программы расчетов нейтронно-физических характеристик ячейки реактора и реактора в целом (ПСК-5);
  
• 
  осуществлять поиск и анализировать научно-техническую информацию и выбирать необходимые данные для нейтронно-физических расчётов (ПК-4);
  
• 
  выбирать конструкционные материалы активной зоны реактора в зависимости от условий работы (ПК-17).
  

• 
  способностью обобщения, анализа, восприятия информации, постановке цели и выбору путей ее достижения (ОК-1);
  
• 
  способностью в условиях развития науки и изменяющейся социальной практики к переоценке накопленного опыта, анализу своих возможностей, готовностью приобретать новые знания, использовать различные средства и технологии обучения (ОК-6);
  
• 
  навыками дискуссии по профессиональной тематике (ОК-12);
  
• 
  терминологией в области реакторостроения (ОК-2);
  
• 
  навыками поиска информации о нейтронно-физических свойств материалов активной зоны (ПК-4);
  
• 
  информацией о технических параметрах основных видов ядерных реакторов для использования при конструировании (ПК-16);
  
• 
  навыками применения полученной информации при проектировании ядерных реакторов (ПК-8, ПК-16).
  

1. 
   Обзор конструкций ядерных реакторов. Основные элементы реактора.
   

2. 
   Расчёт нейтронно-физических констант. Гомогенизация элементов конструкций. Расчёт критической массы однородного реактора.
   

3. 
   Замедление и поглощение нейтронов. Основные расчётные методы.
   

4. 
   Расчёт коэффициента размножения нейтронов в ячейке реактора по формуле
   

1. 
   Расчёт многозонной ячейки реактора по программе UNK
   

2. 
   Теплогидравлический расчёт активной зоны ядерного реактора.
   

3. 
   Кинетика и динамика реактора. Выгорание топлива.
   

4. 
   Управление реактором. Пуск и остановка реактора. Ядерная и радиационная безопасность.
   

1. 
   Задачи по диффузии и замедлению нейтронов в конечных и бесконечных средах для источников различной формы.
   
2. 
   Расчет условий критичности для разных по форме и структуре гомогенных реакторов.
   
3. 
   Расчет составляющих коэффициента размножения.
   
4. 
   Анализ зависимостей составляющих коэффициента размножения от параметров решетки и зон ячей­ки.
   
5. 
   Нейт­ронно-физический расчет ячеек ВВЭР (расчеты состояний и выгорания). Анализ ре­зультатов расчетов.
   
6. 
   Нейт­ронно-физический расчет ячеек РБМК (расчеты состояний и выгорания). Анализ ре­зультатов расчетов.
   
7. 
   Расчет энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР при загрузке активной зоны ядерным топливом определенного обогащения.
   
8. 
   Расчет коэффициента неравномерности энерговыделения для двухзонного реактора с отражателем в одногрупповом приближении.
   
9. 
   Зачетное занятие
   

1. 
   Расчёт гомогенных ядерных концентраций в материалах и конструкциях ячеек ядерных реакторов.
   
2. 
   Определение скорости деления урана-235, соответствующей определенной мощности реактора и массы выгоревшего урана-235 за определенный промежуток времени при работе реактора на заданном уровне мощности.
   
3. 
   Теплогидравлический расчет реактора ВВЭР.
   
4. 
   Теплогидравлический расчет реактора РБМК.
   
5. 
   Теплогидравлический расчет реактора на быстрых нейтронах.
   
6. 
   Определение распределения температур в топливном сердечнике и в ТВС ТВЭЛа реактора на быстрых нейтронах.
   
7. 
   Определение распределения температур в блоке графитовой кладки реактора РБМК.
   
8. 
   Определение распределения температур в шаровом ТВЭЛе.
   

1. 
   Расчет коэффициента размножения 2-х зонной ячейки теплового ядерного реактора по формуле "4х сомножителей".
   
2. 
   Расчет коэффициента размножения многозонной ячейки ядерного реактора по программе UNK.
   
3. 
   Создание библиотеки нейтронно-физических макроконстант для программы расчёта реактора с обратными связями СТАРТ4 при помощи программы UNK.
   
4. 
   Расчет изменения характеристик реактора при выгорании топлива по программе СТАРТ4.
   

1. 
   Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реак­торов/ Г.Г.Бартоломей, Г.А.Бать, В.Д.Байбаков, М.С.Алху­тов.-2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1989.- 512 с.
   
2. 
   Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1990.
   
3. 
   Крамеров А.Я., Шевелев Я.В. Инженерные расчеты ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989.
   

1. 
   Дорохович С.Л., Жуков А.В., Кириллов П.Л. Теплогидравлческий расчет активных зон реакторов типа ВВЭР и БН. Обнинск. ИАТ. 1999.
   
2. 
   Юрьев Ю.С. Перегрев ТВЭЛов вследствие случайных отклонений параметров. Обнинск. ИАТ. 1989.