УТВЕРЖДАЮ

Директор института

___________(ФИО)

«___»_____________201___ г.

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

СПЕЦИАЛЬНОСТЬ ООП 140801 – Электроника и автоматика физических установок

СПЕЦИАЛИЗАЦИИ Системы автоматизации физических установок и их элементы

Системы автоматизации технологических процессов ядерного топливного цикла

КВАЛИФИКАЦИЯ (СТЕПЕНЬ) ________специалист______________

БАЗОВЫЙ УЧЕБНЫЙ План ПРИЕМА ___2011_____ г.

КУРС___4____ СЕМЕСТР ___8, 9_____

КОЛИЧЕСТВО КРЕДИТОВ __7____

ПРЕРЕКВИЗИТЫ __ ЕН. Ф.01 Математика; ЕН. Ф.03 Физика; ЕН. Ф.5 Атомная физика; ЕН. Ф.6 Уравнения математической физики; ЕН. Ф.8 Теоретическая физика; СД. Ф.6 Физические установки; СД. Ф.8 Методы контроля технологических параметров ядерных энергетических установок; ДС. Р.1.8 Дозиметрия и защита от излучений. _________________

КОРЕКВИЗИТЫ ____________________________________________

ВИДЫ УЧЕБНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ И ВРЕМЕННОЙ РЕСУРС:

Лекции ________________48____ час.

Практические занятия ______16____ час.

Курсовой проект в 9 семестре

АУДИТОРНЫЕ ЗАНЯТИЯ __64_ час.

САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА _128__ час.

ИТОГО _192___ час.

ФОРМА ОБУЧЕНИЯ____очная______________

ВИД ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ______________________

ОБЕСПЕЧИВАЮЩЕЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ __Кафедра «Физико-энергетические установки» ФТИ____________________

ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ___________

РУКОВОДИТЕЛЬ ООП ______________ И

ПРЕПОДАВАТЕЛЬ ____________ Б

2011 г.

1. Цели освоения модуля (дисциплины)

Цели ООП ТПУ «Электроника и автоматика физических установок» сформулированы в соответствии с концепцией программы. Они определяются компетенциями, приобретаемыми выпускниками через некоторое время после освоения программы в университете, и дают потребителям информацию об областях профессиональной подготовки, видах профессиональной деятельности, к которой готовятся выпускники.

В результате освоения данной дисциплины выпускник приобретает знания, умения и навыки, обеспечивающие достижение целей Ц3, Ц4 и Ц5 основной образовательной программы «Электроника и автоматика физических установок».

Дисциплина нацелена на подготовку выпускников к:

- производственно-технологической деятельности, обеспечивающей эксплуатацию существующих и внедрение новых наукоемких разработок в области автоматизации технологических процессов предприятий ЯТЦ;

- поиску и получению новой информации, необходимой для решения инженерных и научных задач в области интеграции знаний применительно к своей области деятельности, к осознанию ответственности за принятие своих профессиональных решений;

- умению обосновывать и отстаивать собственные заключения и выводы в аудиториях разной степени профессиональной подготовленности, заниматься организационно-управленческой деятельностью на предприятиях и в организациях атомной отрасли

2. Место модуля (дисциплины) в структуре ООП

Дисциплина «Ядерные реакторы» относится к специальным дисциплинам профессионального цикла основной образовательной программы по направлению 140800 «Электроника и автоматика физических установок». Она непосредственно связана с дисциплинами естественнонаучного, математического и профессионального циклов и опирается на освоенные при изучении данных дисциплин знания и умения.

Пререквизитами для дисциплины являются:
ЕН. Ф.01 Математика; ЕН. Ф.03 Физика; ЕН. Ф.5 Атомная физика; ЕН. Ф.6 Уравнения математической физики; ЕН. Ф.8 Теоретическая физика; СД. Ф.6 Физические установки; СД. Ф.8 Методы контроля технологических параметров ядерных энергетических установок; ДС. Р.1.8 Дозиметрия и защита от излучений.

3. Результаты освоения модуля (дисциплины)

В соответствии с целями ООП подготовки специалистов и задачами профессиональной деятельности выпускники, после освоения данного модуля, должны обладать профессиональными компетенциями:

В процессе освоения дисциплины у выпускников развиваются следующие профессиональные компетенции:

1. Универсальные (общекультурные) - способность/готовность

-  способностью самостоятельно применять методы и средства познания, обучения и самоконтроля для приобретения новых знаний и умений, в том числе в новых областях, непосредственно не связанных со сферой деятельности, развития социальных и профессиональных компетенций (ОК-7).

2. Выпускник должен обладать следующими профессиональными компетенциями (ПК):

общепрофессиональные:

-  способностью использовать основные законы естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности, применять методы математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования (ПК-1);

-  способностью к использованию методов математического моделирования отдельных стадий и всего технологического процесса, к проведению теоретического анализа и экспериментальной проверке адекватности модели (ПК-6);

-  способностью работать с научно-технической и патентной литературой и использовать полученную информацию при осуществлении своей профессиональной деятельности (ПК-7);

в научно-исследовательской деятельности:

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

-готовностью к составлению отчета по выполненному заданию, к участию во внедрении результатов исследований и разработок (ПК-12);

-способностью самостоятельно выполнять экспериментальные или теоретические исследования для решения научных и производственных задач с использованием современной техники и методов расчета и исследования (ПК-13);

-способностью самостоятельно выполнять исследования с использованием современной аппаратуры и методов исследования в области объектов профессиональной деятельности, проводить корректную обработку результатов и устанавливать адекватность моделей (ПК-16);

-способностью представлять результаты исследования в формах отчетов, рефератов, публикаций и публичных обсуждений, способностью формулировать практические рекомендации по использованию результатов научных исследований (ПК-18);

в проектной деятельности:

-  способностью понимать современные профессиональные проблемы, современные ядерные технологии, научно-техническую политику ядерной сферы деятельности (ПК-37);

профессионально-специализированные компетенции (ПСК):

-  способностью применять знания о протекающих процессах в ядерных энергетических установках для понимания целей и задач АСУ (ПСК-1.1);

-  способностью применять знания о процессах в ядерных реакторах для разработки их математического описания с целью проведения исследований и проектирования АСУ (ПСК-1.8);

-  способностью применять знания о технологических процессах и аппаратах производств ядерного топливного цикла для понимания целей и задач АСУ ТП (ПСК-2.1).

В результате изучения данной дисциплины инженеры приобретают знания, умения и опыт, соответствующие результатам основной образовательной программы: Р6, Р8, Р15 (ООП «Электроника и автоматика физических установок»).

В результате освоения дисциплины «Ядерные реакторы» выпускник должен будет:

- использовать основные законы естественнонаучных дисциплин в профессиональной деятельности, применять методы математического анализа и моделирования в теоретических и экспериментальных исследованиях; самостоятельно выполнять теоретические и экспериментальные исследования для решения научных и производственных задач; составлять описания проводимых исследований и анализировать результаты (код результата Р6);

- применять знания о процессах в ядерных энергетических и физических установках, и о технологических процессах ядерного топливного цикла используя методы математического моделирования отдельных стадий и всего процесса для разработки АСУ ТП и АСНИ с применением пакетов автоматизированного проектирования и исследований (Р8);

- демонстрировать способность к осуществлению и анализу научно-исследовательских, технологических и пуско-наладочных работ, разработке планов и программ их проведения, включая ядерно-физические эксперименты, выбору методов и средств решения новых задач с применением современных электронных устройств, представлению результатов исследований и формулированию практических рекомендаций их использования в формах отчетов, рефератов, публикаций и публичных обсуждений (Р15).

Знать:

­- основных законов естественнонаучных дисциплин и типовые численные методы и алгоритмы их реализации (З.6.1);

- численные методы и способы математического моделирования (З.8.1);

- системы и методы теоретических оценок, расчетов и проектирования в области ядерной физики и ядерных технологий, основного технологического оборудования ядерно-физического комплекса и принципов его работы; методы анализа явлений и их использование при проектировании физического оборудования (З.8.6);

- методы теоретических и экспериментальных исследований (З.15.8).

Уметь:

- составлять описания проводимых исследований и анализировать результаты (У.6.5);

- методами расчетов и проектирования в области ядерной физики и ядерных технологий, установок ядерно-физического комплекса (У.8.6);

- представлять результаты исследований и формулировать практические рекомендации их использования в форме публичных обсуждений (У.15.2);

- творчески и критически осмысливать литературную и экспериментальную информацию для решения научно-исследовательских задач в сфере профессиональной деятельности; самостоятельно обрабатывать, интерпретировать и представлять результаты научно-исследовательских работ по утвержденным формам (у.15.9).

Владеть методами (приёмами):

- навыками математического анализа и моделирования, теоретического и экспериментального исследования (В.6.1);

- методами анализа технологического оборудования производств ядерного топливного цикла и ядерных энергетических установок как объектов управления (В.8.9);

- методами исследования технологических процессов и физических установок, подверженных влиянию случайных воздействий (В.15.5);

- основными методами теоретического и экспериментального исследования, методами поиска и обработки информации, методами решения задач с привлечением полученных знаний (В.15.8).

4. Структура и содержание модуля (дисциплины)

4.1. Дисциплина содержит 6 разделов (лекции – 45 часов):

Тема 1 – Введение и общие положения (4 часа).

Тема 2 – Основы взаимодействия нейтронов с веществом. Классификация ядерных реакторов (6 часов).

Тема 3 – Основные положения физической теории ядерных реакторов (6 часов).

Тема 4 – Теоретические основы физики ядерного реактора в гомогенном приближении (8 часов).

Тема 5 – Теоретические основы физики ядерного реактора в гетерогенном приближении (8 часов).

Тема 6 – Кинетика ядерных реакторов. Особенности процессов, связанных с изменением нуклидного состава топлива при работе реактора (6 часов).

Тема 7 – Способы регулирования ядерного реактора. Оценка эффективности системы регулирования (6 часов).

Тема 8 - Безопасность ядерных реакторов (6 часов)

4.2 Структура модуля (дисциплины)по разделам и формам организации обучения

Таблица 1

Название раздела/темы

Аудиторная работа (час)

СРС

(час)

Колл,

Контр. Р.

Итого

Лекции

Практ./сем.

Занятия

Лаб. зан.

1.  Введение

4

6

10

2.  Основы взаимодействия …

6

2

16

24

3.Основные положения ……

6

2

16

24

4.Терет. основы 1…..

8

2

16

2

28

5. Теор. Основы 2….

8

2

16

26

6. Кинетика ЯР

6

2

16

24

7. Способы регулирования…

6

2

26

34

8. Безопасность ЯР

6

16

2

24

Итого

48

16

128

192

Распределение по разделам дисциплины планируемых результатов обучения по основной образовательной программе, формируемых в рамках данной дисциплины и указанных в пункте 3.

Таблица 2.

№

Формируемые

компетенции

Разделы дисциплины

1

2

3

4

5

6

7

8

1

З.6.1

х

х

х

х

х

х

2

З.8.1.

х

х

х

х

х

3

З.8.6.

х

х

х

х

х

4

З.15.8.

х

х

х

х

х

х

5

У.6.5.

х

х

х

х

6

У.8.6.

х

х

х

х

х

х

7

У.15.2.

х

х

х

8

У.15.9

х

х

х

х

х

х

9

В.6.1.

х

х

х

х

х

10

В.8.9.

х

х

х

х

х

11

В.15.5.

х

х

х

х

х

х

12

В.15.8.

х

х

х

х

5. Образовательные технологии

Таблица 3.

Методы и формы организации обучения (ФОО)

ФОО

Методы

Лекц.

Лаб. раб.

Пр. зан./

Сем.,

СРС

Дискуссия

х

х

IT-методы

х

х

х

Работа в команде

х

Case-study

х

х

Игра

х

Обучение на основе опыта

х

Опережающая СРС

х

х

Поисковый метод

х

Исследовательский метод

х

Индивидуальное обучение

х

х

Для достижения поставленных целей преподавания дисциплины реализуются следующие средства, способы и организационные мероприятия:

-  изучение теоретического материала дисциплины на лекциях с использованием компьютерных технологий;

-  самостоятельное изучение теоретического материала дисциплины с использованием Internet-ресурсов, информационных баз, методических разработок, специальной учебной и научной литературы;

-  закрепление теоретического материала при проведении практических работ с использованием учебного оборудования, выполнения проблемно-ориентированных, поисковых, творческих заданий.

6. Организация и учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов

Самостоятельная работа студентов организована как текущая и творческая проблемно-ориентированная самостоятельная работа.

6.1 Текущая (и опережающая) СРС, направленная на углубление и закрепление знаний и на развитие практических умений заключается в следующем:

- проработке лекционного материла;

- поиске и анализе литературы и электронных источников информации по заданной проблеме;

- выполнении домашних заданий;

- изучении тем, вынесенных на самостоятельную проработку;

- изучении теоретического материала к практическим занятиям;

- подготовке к зачету.

6.2 Творческая проблемно-ориентированная самостоятельная работа студентов по модулю (дисциплине) позволяет развить интеллектуальные умения, комплекс универсальных (общекультурных) и профессиональных компетенций, повысить творческий потенциал студентов:

-  поиск, анализ, структурирование и презентация информации по основным проблемам курса,

-  анализ научных публикаций по заранее определенной преподавателем теме,

-  анализ материалов по заданной теме.

Содержание самостоятельной работы:

- Тема курсового проекта: нейтронно-физический расчет ядерного реактора с графитовым (водяным, тяжеловодным,…) замедлителем, топливом из двуокиси урана (нитрида урана, карбида урана,…) с обогащением 5% (от 2 % до 5 %); в качестве конструкционного материала оболочек твэлов используется циркониевый сплав (нержавеющая сталь, алюминий).

Темы, выносимые на самостоятельную работу

1.  ЯЭУ с термоэлектрическими генераторами.

2.  ЯЭУ с термоэмиссионными преобразователями.

3.  Смысл понятия «поколение» нейтронов в ядерном реакторе.

4.  Пути повышения эксплуатационных характеристик тепловых ЯР.

5.  Пути повышения эксплуатационных характеристик быстрых ЯР.

6.  Пути повышения эксплуатационных характеристик растворных ЯР.

7.  Жидкосолевые ЯР, их особенности и перспективы использования.

8.  Особенности исследовательских ядерных реакторов.

9.  Особенности импульсных исследовательских ЯР.

10.  Использование плутония в ЯР (МОХ-топливо).

11.  Быстрый ЯР и ускоритель.

12.  Ядерные ракетные двигатели и их особенности.

13.  Типы ЯРД космического назначения.

14.  Метод Монте-Карло при расчете ЯР.

15.  Конечно-разностные методы расчета ЯР.

16.  Методы оптимизации параметров ЯР.

17.  Методы обработки экспериментальных результатов.

18.  Методы выравнивания распределения энерговыделения по объему ЯР.

19.  Особенности и перспективы использования мокс-топлива.

20.  Методы и программы расчета биологической защиты ЯР.

21.  Особенности и способы использования программы WIMS.

22.  Сравнение экспериментальных и расчетных методов расчета характеристик ЯР.

23.  Методы определения запаса реактивности ЯР.

24.  Методы расчета макроконстант элементарных ячеек и полиячеек ЯР.

6.3 Контроль самостоятельной работы

Оценка результатов самостоятельной работы организуется как единство двух форм: самоконтроль и контроль со стороны преподавателей.

6.4 Учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов

http://www. ktg. org/ - имитационные модели исследовательских реакторов;

программа INCIDENT. EXE – моделирование аварийных режимов работы ядерного реактора;

аналитический тренажер реактора ВВЭР-1000 – полномасштабная модель ядерного реактора для изучения основ управления и контроля ядерным реактором;

7. Средства текущей и итоговой оценки качества освоения дисциплины (ФОС – фонд оценочных средств)

Оценка успеваемости студентов осуществляется по результатам:

- самостоятельного выполнения расчетно-практической работы,

- анализа подготовленных рефератов,

- устного опроса при сдаче выполненных индивидуальных заданий, защите отчетов по практическим работам и во время экзамена в восьмом семестре (для выявления знания и понимания теоретического и практического материала дисциплины) и защиты курсового проекта в 9-м семестре.

Средствами оценки текущей успеваемости и промежуточной аттестации студентов по итогам освоения дисциплины является перечень вопросов, ответы на которые позволяют оценить степень усвоения теоретических знаний; проблем, позволяющих оценить профессиональные и универсальные (общекультурные) компетенции студентов.

Перечень вопросов, ответы на которые дают возможность студенту продемонстрировать, а преподавателю оценить степень усвоения теоретических и фактических знаний на уровне знакомства, оценить профессиональные и универсальные (общекультурные) компетенции студентов:

7.1. Вопросы входного контроля

1.  Принципы получения энергии.

2.  Невозобновляемые источники энергии

3.  Энергетика ядерных превращений.

4.  Основные свойства нейтрона, состав атомных ядер.

5.  Сечение ядерной реакции

6.  Радиоактивность, закон радиоактивного распада. Виды излучений.

7.  Процесс получения энергии в ядерном реакторе.

8.  Чем объясняется всплеск в распределении потока тепловых нейтронов в отражателе?

9.  Основные нуклиды-поглотители нейтронов.

10.  Материалы, применяемые в поглощающих стержнях.

7.2. Вопросы текущего и выходного контроля

1.  Основные концепции реакторных установок нового поколения.

2.  Конечно-разностные методы расчета ядерных реакторов.

3.  Особенности органов регулирования.

4.  Задачи физических расчетов ядерного реактора.

5.  Конструктивные особенности и нейтронно-физические параметры многопетлевого канального энергетического реактора (МКЭР).

6.  Основные положения концептуального проекта и основные компоненты активной зоны реактора ВТГР.

7.  Физико-технические основы выбора материалов при проектировании ядерного реактора.

8.  Конструктивные особенности и нейтронно-физические параметры реакторов на быстрых нейтронах.

9.  Методы оптимизации пространственного распределения энерговыделения в ядерном реакторе.

10.  Особенности конструкции и параметров эксплуатации атомных станций малой мощности.

11.  Особенности расчетов эффектов реактивности.

12.  Особенности расчета изменения нуклидного состава топлива.

13.  Формула четырех сомножителей.

14.  Эффективный коэффициент размножения нейтронов.

15.  Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде.

16.  Время жизни мгновенных нейтронов и время жизни нейтронного поколения.

17.  Материалы, применяемые в качестве топлива ядерных реакторов.

18.  Делящиеся и воспроизводящие нуклиды.

19.  Материалы, применяемые в качестве замедлителей нейтронов.

20.  Материалы, применяемые в качестве поглотителей нейтронов.

21.  Отражатель ядерного реактора и его воздействие на активную зону.

22.  Возраст нейтронов. Его характерные значения в разных средах.

23.  Длина диффузии и коэффициент диффузии нейтронов.

24.  Реактивность и единицы ее измерения.

25.  Коэффициент использования тепловых нейтронов.

26.  Вероятность избежания резонансного захвата нейтронов.

27.  Основные замедлители нейтронов

28.  Классификация нейтронов по энергетическим группам.

29.  Плотность нейтронов, ток, поток, плотность потока нейтронов.

30.  Стационарное и нестационарное уравнение диффузии.

31.  Что такое и с какой целью вводится понятие "экстраполированный размер активной зоны"? Как он связан с параметрами среды?

32.  Уравнение ядерного реактора в одногрупповом приближении.

33.  Что характеризует материальный параметр? Его выражение в одногрупповом приближении.

34.  Общий физический смысл условия критичности ядерного реактора.

35.  Почему при всех прочих равных условиях сферический ядерный реактор имеет наименьший критический объем?

36.  Определение и физический смысл коэффициента неравномерности.

37.  Основные способы выравнивания нейтронных потоков в ядерном реакторе.

38.  Определение понятия "эффективная добавка за счет отражателя".

39.  Материальный параметр в критическом гомогенном ядерном реакторе, эквивалентном гомогенному сферическому ядерному реактору, в одногрупповом приближении.

40.  Что такое ценность нейтронов?

41.  Распределение потоков быстрых и тепловых нейтронов в активной зоне и отражателе.

42.  Что такое решетка активной зоны? Что такое элементарная ячейка активной зоны?

8. Учебно-методическое и информационное обеспечение модуля (дисциплины)

·  основная литература:

1.  , , Алтухов теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989.

2.  и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982 (учебник).

3.  Владимиров задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: ЭА, 1986.

4.  Ганев и расчет реактора. Учебное пособие. М.: Энергоатомиздат, 1981.

5.  Рудик основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1979.

6.  Теория ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1974.

7.  Волков -технические основы конструирования ядерных реакторов: учебное пособие / Обнинск, 1996.

8.  , , Колпаков -физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. ТПУ, Томск, 2002.

·  дополнительная литература:

1.  , , Шаманин ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Учебное пособие. ТПУ, Томск, 2005.

2.  . , Солонин элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1996 (учебник).

3.  Крамеров конструирования ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

4.  Мельников формы и методы расчета ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1985.

_____________________________________________________

·  программное обеспечение и Internet-ресурсы:

1.  http://profbeckman. *****/NI. htm. - . Ядерная индустрия. Курс лекций. Москва, МГУ, 2005.

2.  http://www. *****/

3.  http://www. lib. *****/

4.  http://www. ktg-sachsen. de

5.  http://www. ida. liu. se/~her/npp/demo. html#instructions

6.  http://www. *****/podr/abbn/libr/intr-rosfond. php

7.  http://www. *****/tema/issledovatelskie-reaktory

10. Материально-техническое обеспечение дисциплины

При проведении лекционных и практических занятий используются корпоративная сеть НИ ТПУ, Ноутбук VOYAGER H590L (Ноутбук ASUS) с

Мультимедийный проектором TOSHIBA TDR-T95, 7 компьютеров ауд. 317 с установленными на них программами расчета нейтронно-физических и теплогидравлических параметров TIGRIS, WIMS-D4, MCU5TPU, FELM, TGRK и аналитическим тренажером реактора ВВЭР-1000.

Программа составлена на основе ООП ТПУ в соответствии с требованиями ФГОС по направлению 140800 Ядерные физика и технологии профилю подготовки Ядерные реакторы и энергетические установки.

Программа одобрена на заседании кафедры «Физико-энергетических технологий» (протокол № ____ от «___» сентября 2010 г.).

Автор(ы)

Доцент каф. ФЭУ, к. ф.-м. н. ___________________

Рецензент(ы) __________________________