УТВЕРЖДАЮ
Директор института
___________
«___»_____________201___ г.
РАБОЧАЯ ПРОГРАММА МОДУЛЯ (ДИСЦИПЛИНЫ)
Ядерная и радиационная безопасность в ядерно-топливном цикле
НАПРАВЛЕНИЕ (СПЕЦИАЛЬНОСТЬ) ООП
____140800 «Ядерные физика и технологии» , специализация «Безопасность и нераспространение ядерных материалов»__________
ПРОФИЛЬ ПОДГОТОВКИ (СПЕЦИАЛИЗАЦИЯ, ПРОГРАММА) ___________________________________________________________
КВАЛИФИКАЦИЯ (СТЕПЕНЬ) ___бакалавр____
БАЗОВЫЙ УЧЕБНЫЙ План ПРИЕМА __2011 г.
КУРС___третий____ СЕМЕСТР __седьмой______
КОЛИЧЕСТВО КРЕДИТОВ ______
ПРЕРЕКВИЗИТЫ ЕН. Ф.03. физика, СД. Ф.02.01 ядерная физика, ЕН. Ф.01 математика, ЕН. Ф.04 атомная физика, ОПД. Ф.07. уравнения математической физики, СД. Ф.01. теоретическая физика _____________________
КОРЕКВИЗИТЫ ____________________________________________
ВИДЫ УЧЕБНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ И ВРЕМЕННОЙ РЕСУРС:
Лекции________________________ 18 час.
Практические занятия ___________ 18 час.
________________________ ____ час.
________________________ ____ час.
АУДИТОРНЫЕ ЗАНЯТИЯ _36_ час.
САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА _36_ час.
ИТОГО _72_ час.
ФОРМА ОБУЧЕНИЯ___очная_______________
ВИД ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ _____зачет_____
ОБЕСПЕЧИВАЮЩЕЕ ПОДРАЗДЕЛЕНИЕ__кафедра ФЭУ ФТИ_
ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ ФЭУ_____________
РУКОВОДИТЕЛЬ ООП _____________
ПРЕПОДАВАТЕЛЬ _____________
2011 г.
1. Цели освоения модуля (дисциплины)
Курс “Ядерная и радиационная безопасность на предприятиях ядерно-топливного цикла” является основным курсом, в котором рассматриваются технологические и экологические особенности производства и переработки ядерных материалов на предприятиях ядерного топливного цикла.
Целью изучения дисциплины является приобретение знаний, умений и навыков, необходимых для научно-исследовательской, проектной. Технологической и производственной деятельности бакалавра по специальности 140800 Ядерные физика и технологии.
2. Место модуля (дисциплины) в структуре ООП
Дисциплина «Ядерная и радиационная безопасность» относится к профессиональному циклу основной образовательной программы по направлению 140800 Ядерная физика и технологии.
Курс “Ядерная и радиационная безопасность” является основным курсом, в котором рассматриваются технологические и экологические особенности производства и переработки ядерных материалов на предприятиях ядерного топливного цикла.
Для успешного освоения дисциплины " Ядерная и радиационная безопасность" необходимы знания, полученные студентами в следующих курсах: ЕН. Ф.03. Физика, СД. Ф.02.01 Ядерная физика, ЕН. Ф.01 Математика, ЕН. Ф.04 Атомная физика, ОПД. Ф.07. Уравнения математической физики, СД. Ф.01. Теоретическая физика
3. Результаты освоения модуля (дисциплины)
Знать:
- Основных методов защиты производственного персонала и населения от возможных последствий аварий, катастроф, стихийных бедствий.
- Стандартов, технических условий, требований безопасности и других нормативных документов.
- Способов организации защиты объектов интеллектуальной собственности и результатов исследований и разработок как коммерческой тайны предприятия
- Основных требований информационной безопасности, в том числе защиты государственной тайны
Уметь:
- Проводить оценку ядерной и радиационной безопасности, воздействия на окружающую среду.
- Осуществлять контроль за соблюдением экологической безопасности, техники безопасности, норм и правил производственной санитарии, пожарной, радиационной и ядерной безопасности, норм охраны труда.
- Понимать сущность и значение информации в развитии современного информационного общества, сознавать опасности и угрозы, возникающие в этом процессе.
владеть методами (приёмами):
- Обслуживания технологического оборудования и соблюдения технологической дисциплины.
- Осуществления патентного поиска.
В процессе освоения дисциплины у студентов развиваются следующие компетенции:
1.Универсальные (общекультурные) -
способность/готовность
Демонстрировать культуру мышления, способность к обобщению, анализу, восприятию информации, постановке цели и выбору путей ее достижения; стремления к саморазвитию, повышению своей квалификации и мастерства; владение основными методами, способами и средствами получения, хранения, переработки информации.
2. Профессиональные -
способность/готовность
Владеть основными методами защиты производственного персонала и населения от возможных последствий аварий, катастроф, стихийных бедствий; И быть готовым к оценке ядерной и радиационной безопасности, к оценке воздействия на окружающую среду, к контролю за соблюдением экологической безопасности, техники безопасности, норм и правил производственной санитарии, пожарной, радиационной и ядерной безопасности, норм охраны труда; к контролю соответствия разрабатываемых проектов и технической документации стандартам, техническим условиям, требованиям безопасности и другим нормативным документам; за соблюдением технологической дисциплины и обслуживанию технологического оборудования ; и к организации защиты объектов интеллектуальной собственности и результатов исследований и разработок как коммерческой тайны предприятия; и понимать сущность и значение информации в развитии современного информационного общества, сознавать опасности и угрозы, возникающие в этом процессе, соблюдать основные требования информационной безопасности, в том числе защиты государственной тайны).
Полученные знания позволят студентам правильно ориентироваться в сложных проблемах организации и взаимодействия ядерных технологий, более осознанно подойти к изучению других профилирующих курсов и заложить основу формирования профессиональной культуры, отвечающей требованиям безопасности производства и нераспространения ядерных материалов.
4. Структура и содержание модуля (дисциплины)
4.1 Содержание теоретического раздела модуля (дисциплины):
Модуль 1. Введение
Содержание и задачи курса. Состояние и перспективы мирового и российского ЯТЦ. Проблемы и гарантии ядерного нераспространения. (1 час)
Модуль 2. Основные понятия ядерной безопасности. Открытый и закрытый U-Pu ЯТЦ. Ядерные материалы. Делящиеся материалы. Критические массы ОЯТ, МОКС-топливо, РАО. (4 часа)
Модуль 3. Основные понятия ядерной и радиационной безопасности. радиация и её воздействие на живой организм. Естественные и искусственные источники радиации. (2 часа)
Модуль 4. Ресурсы природного урана и потребности в них. Ядерная и радиационная безопасность при добыче и первичной обработке урановой руды, при обогащении урана, изготовлении ядерного топлива. Методы разделения изотопов. (2 часа)
Модуль 5. Безопасность ядерного реактора. Особенности ЯР – как источника энергии. Основные типы энергетических реакторов. Физические особенности ЯР. Ядерная и радиационная безопасность ЯР. Экологические аспекты эксплуатации АЭС. (4 часа)
Модуль 6. Крупнейшие радиационные аварии на АЭС (Великобритания, США, СССР, Япония). Причины и последствия. (2 часа)
Модуль 7. Транспортировка, переработка облучённого топлива, обработка радиоактивных отходов. Хранение и захоронение ОЯТ и РАО. (2 часа)
Модуль 8. Оценка риска, связанного с эксплуатацией ЯР. Методы оценки риска. Основные понятия. Метод дерева событий. Результаты исследований безопасности ЯР. (1 час)
СОДЕРЖАНИЕ ПРАКТИЧЕСКОГО РАЗДЕЛА ДИСЦИПЛИНЫ
Тематика практических (семинарских) занятий (18 часов аудит.)
1. Ядерный реактор – как источник энергии и ионизирующего излучения. Радиоактивность, ядерные реакции, цепная реакция, реактивность – 4 часа
2. Характеристики источников – 1 час
3. Нормы радиационной безопасности – 1 час
4. Коллоквиум № 1 – 2 часа
5. Физические процессы, сопровождающие работу ядерного реактора. Изменение изотопического состава ОЯТ, накопление РАО – 2 часа
6. Регистрация и защита от заряженных частиц – 2 часа
7. Коллоквиум № 2 – 2 часа
8. Расчеты защиты от гамма-излучения – 2 часа
9. Расчеты защиты от нейтронов – 2 часа
Для каждой темы практических занятий разработаны задания с теоретическими вопросами, задачами и упражнениями. Часть объема практической работы выполняется в аудитории, а часть во время самостоятельных занятий. Объем заданий определяется временем, отведенным студенту учебным планом.
4.2. Структура модуля (дисциплины)
Таблица 1.
Структура модуля (дисциплины) по разделам и формам организации обучения
Название раздела/темы | Аудиторная работа (час) | СРС (час) | Колл, контр. р. | Итого | ||
Лек-ции | Практ./сем. занятия | Лаб. зан. | ||||
1. Содержание и задачи курса. Состояние и перспективы мирового и российского ЯТЦ. Проблемы и гарантии ядерного нераспространения | 1 | |||||
2. Основные понятия ядерной безопасности. Открытый и закрытый U-Pu ЯТЦ. Ядерные материалы. Делящиеся материалы. Критические массы ОЯТ, МОКС-топливо, РАО. | 4 | |||||
3. Основные понятия ядерной и радиационной безопасности. радиация и её воздействие на живой организм. Естественные и искусственные источники радиации | 2 | |||||
4. Ресурсы природного урана и потребности в них. Ядерная и радиационная безопасность при добыче и первичной обработке урановой руды, при обогащении урана, изготовлении ядерного топлива. Методы разделения изотопов | 2 | |||||
5. Безопасность ядерного реактора. Особенности ЯР – как источника энергии. Основные типы энергетических реакторов. Физические особенности ЯР. Ядерная и радиационная безопасность ЯР. Экологические аспекты эксплуатации АЭС | 4 | |||||
6. Крупнейшие радиационные аварии на АЭС (Великобритания, США, СССР, Япония). Причины и последствия | 2 | |||||
7. Транспортировка, переработка облучённого топлива, обработка радиоактивных отходов. Хранение и захоронение ОЯТ и РАО | 2 | |||||
8. Оценка риска, связанного с эксплуатацией ЯР. Методы оценки риска. Основные понятия. Метод дерева событий. Результаты исследований безопасности ЯР | 1 | |||||
Итого | 18 | 18 |
4.3 Распределение компетенций по разделам дисциплины
Таблица 2.
Распределение по разделам дисциплины планируемых результатов обучения
№ | Формируемые компетенции | Разделы дисциплины | |||||||
1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | ||
1. | З.8.1. | + | + | + | + | + | |||
2. | З.8.2. | + | + | + | + | + | + | ||
3. | З.8.3. | + | + | + | + | + | |||
4. | З.8.4. | + | + | + | + | + | |||
5. | У.8.1. | + | + | + | + | + | |||
6. | У.8.2. | + | + | + | + | + | + | ||
7. | В.8.1. | + | + | + | + | + | + | ||
8. | В.8.2. | + | + | + | + | + |
5. Образовательные технологии
Описание образовательных технологий, обеспечивающих достижение планируемых результатов освоения дисциплины, специфика сочетания методов и форм организации обучения отражается в матрице (см. табл. 3). Перечень методов обучения и форм организации обучения может быть расширен.
Таблица 3.
Методы и формы организации обучения (ФОО)
ФОО Методы | Лекц. | Лаб. раб. | Пр. зан./ Сем., | Тр*., Мк** | СРС | К. пр. |
IT-методы | + | + | ||||
Работа в команде | ||||||
Case-study | + | + | + | |||
Игра | ||||||
Методы проблемного обучения. | ||||||
Обучение на основе опыта | + | + | + | |||
Опережающая самостоятельная работа | + | |||||
Проектный метод | + | |||||
Поисковый метод | + | + | + | |||
Исследовательский метод | + | + | + | |||
Другие методы |
* - Тренинг, ** - Мастер-класс
6. Организация и учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов
Самостоятельная работа студента рассматривается как деятельности, позволяющий целенаправленно формировать и развивать навыки индивидуальной деятельности, а также получать дополнительные знания по изучаемому предмету. Самостоятельная работа студента (СРС) организуется в следующих направлениях: текущая СРС, творческая проблемно-ориентированная самостоятельная работа (ТСР).
6.1 Содержание СРС и ТСР
Текущая СРС, направленная на углубление и закрепление знаний студента, развитие практических умений:
- проработка лекционного материала;
- изучение тем, вынесенных для самостоятельного изучения;
- опережающая самостоятельная работа;
- подготовка к практическим и семинарским занятиям;
- подготовка коллоквиуму и экзамену.
Творческая проблемно-ориентированная самостоятельная работа, ориентирована на развитие интеллектуальных умений, комплекса универсальных (общекультурных) и профессиональных компетенций, повышение творческого потенциала студентов.
- поиск и обзор литературы и электронных источников информации по индивидуально заданной проблеме курса;
- перевод текстов с иностранных языков;
- анализ фактических материалов по заданной теме.
6.2. Содержание самостоятельной работы студентов по (дисциплине)
Внеаудиторная работа студентов состоит в проработке лекционного материала, подготовке к теоретическому коллоквиуму. Часть теоретического материала предлагается студентам для самостоятельного изучения с предоставлением отчета в объеме 20 часов.
Приблизительное распределение нагрузки на самостоятельную (внеаудиторную) работу студентов:
- проработке лекционного материала 18 часов;
- подготовке к практическим занятиям 28 часов;
- подготовка к коллоквиуму 4 часа;
- подготовка к экзамену 4 часа.
Темы выносимые на самостоятельное обучение
1. Сравнительный анализ энергопроизводящих технологий.
2. Радиация и её воздействие на организм.
3. Нормы и правила радиационной безопасности.
4. Международная шкала ядерных событий.
5. Международный центр по обогащению урана.
6. Организация системы аренды АЭС.
7. Возможность хищения ЯМ на основных стадиях ЯТЦ.
8. Преимущества и недостатки ЯТЦ.
9. Ядерная и радиационная безопасность на АЭС.
10. Международная политика в области нераспространения ядерных материалов и противодействия ядерному терроризму.
11. Ядерные технологии в Сибирском регионе.
Темы рефератов для самостоятельной подготовки
1. Экологические последствия использования различных видов энергопроизводящих технологий.
2. Источники ионизирующего излучения в окружающей среде.
3. Использование искусственных источников ионизирующего излучения.
4. Система безопасности реактора.
5. Внутренне присущая безопасность. Ядерный терроризм и защита от него. Радиационный терроризм и защита от него.
6. Информационно-экологический терроризм.
7. Международные правовые акты по решению проблем нераспространения ЯО.
8. Безопасность перевозок ЯМ.
9. Физико-технические и правовые основы обращения с РАО и ОЯТ.
10. Ядерные технологии в Сибирском регионе.
11. Международная система экспортного контроля в целях ядерного нераспространения.
12. Использование ядерных технологий на благо человечества.
13. Сравнение различных энергопроизводящих технологий по характеристикам их использования.
14. Нормы и требования в области радиационной защиты.
15. Добыча и гидрометаллургия урановых руд.
16. Газодиффузионный метод обогащения урана.
17. Центрифужный метод обогащения урана.
18. Перспективы развития технологий разделения урана.
19. Конструкция ядерных реакторов.
20. Ядерные реакторы с повышенным уровнем безопасности.
21. Реактор БРЕСТ.
22. Реакторы БН с натриевым теплоносителем.
23. Экология атомной станции.
24. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд».
25. Авария на Чернобыльской АЭС.
26. Авария на АЭС «Фукусима».
27. Авария на производственном объединении «МАЯК».
28. Методы переработки облученного ядерного топлива.
29. Методы захоронения РАО. Опыт НПО «Радон» в захоронении радиоактивных отходов в России.
30. Методы размещения ОТВС на долговременное хранение.
31. Перспективы Сибирского региона в развитии ядерных технологий в России.
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
Основные источники
1. Солотин и перспектива развития ЯТЦ мировой и российской ядерной энергетики. Ж. АЭ, т. 98, вып. 6, июнь 2005.
2. , и др. Критические параметры систем с делящимися веществами и ядерная безопасность. Справочник. – М.: Атомиздат, 1968, [Б-3252].
3. , и др. Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1984, [].
4. Введение в ядерную энергетику: пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат,1989
5. Кесслер. Ядерная энергетика. М.: Энергоатомиздат, 1986.
6. , Батуров атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. Учеб. пособие для вузов. – 2изд. – М.: Энергоатомиздат,1984.
Основные Internet-ресурсы, необходимые для обучения:
http://www. iaea. org/
http://www. inmm. org/
http://irmm. jrc. be/
http://www. lib. *****/
7. Средства (ФОС) текущей и итоговой оценки качества освоения дисциплины
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.
ВОПРОСЫ ВХОДНОГО КОНТРОЛЯ
1. Классификация возможных последствий воздействия ионизирующих излучений на человека.
2. Механизм воздействия ионизирующего излучения на живые организмы. Взвешивающие коэффициент для отдельных видов излучения. Международные организации, специализирующиеся в области радиационной защиты и их функции.
3. Основные эффекты воздействия облучения на людей. Механизмы воздействия излучения на людей (пути воздействия).
4. Естественные источники ионизирующих излучений.
5. Искусственные источники ионизирующих излучений.
6. Основные определения, устанавливаемые нормативной документацией: активность, доза поглощенная, доза экспозиционная, доза эквивалентная, взвешивающие коэффициенты, предел дозы, население, риск радиационный, загрязнение радиоактивное, дезактивация, отходы радиоактивные, санитарно-защитная зона, зона наблюдения.
7. Системные и внесистемные единицы измерений в области радиационной безопасности и защиты.
8. Основные нормативные требования, устанавливаемые НРБ-99.
9. ПДД для всех категорий облучаемых лиц.
10. Требования, устанавливаемые ОСПОРБ-99 для радиационно-опасных объектов.
11. Требования к выполнению работ с открытыми источниками излучения, согласно ОСПОРБ-99.
12. Классификация РАО, устанавливаемая ОСПОРБ-99.
13. Источники альфа излучения. Взаимодействие альфа-частиц с веществом.
14. Источники бета излучения. Взаимодействие электронов с веществом (без тормозного излучения).
15. Тормозное излучение. Прохождение бета-частиц через вещество.
16. Тормозное и характеристическое рентгеновское излучение.
17. Гамма-излучение и его источники. Закон ослабления рентгеновского и гамма-излучения.
18. Фотоэффект.
19. Классическое (томсоновское) рассеяние гамма-квантов.
20. Эффект Комптона.
21. Эффект образования пар и ядерный фотоэффект.
22. Полный коэффициент ослабления гамма-квантов.
23. Деление нейтронов по группам по характеру взаимодействия с веществом.
24. Полное сечение взаимодействия нейтронов с веществом.
25. Рассеяние нейтронов. Среднелогарифмическая потеря энергии нейтронов. Основные вещества – замедлители.
26. Средняя энергия ионообразования.
27. Принцип работы ионизационной камеры, вольт-амперная характеристика ионизационной камеры.
28. Типы ионизационных камер. Конструкция ионизационной камеры.
29. Типы газовых счетчиков. Зависимость величины импульса от напряжения. Газовое усиление.
30. Пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера.
31. Самогасящиеся и несамогасящиеся счетчики.
32. Временные характеристики работы газового счетчика.
33. Основные принципы люминесцентного метода регистрации ИИ.
34. Спинтарископ.
35. Схема сцинтилляционного метода регистрации ИИ. Требования с сцинтилляторам.
36. Конверсионная эффективность, технический световой выход, относительный световой выход, коэффициент электронного умножения, счетная характеристика сцинтилляционного счетчика
37. Принципы регистрация ИИ с помощью полупроводниковых детекторов. Требования к полупроводниковым детекторам.
38. Донорные и акцепторные примеси (n и p - проводимость), n-p, n-i-p проводимость.
39. Поверхностно-барьерные детекторы.
40. Диффузионно-дрейфовые детекторы.
41. Трековые детекторы и их назначение
42. Камеры Вильсона. Пузырьковые камеры.
43. Искровые детекторы заряженных частиц.
ВОПРОРЫ ТЕКУЩЕГО КОНТРОЛЯ
1 коллоквиум
1. Понятия критичности.
2. Факторы, влияющие на критичность.
3. Критические параметры систем, состоящих из делящихся материалов и систем из делящихся материалов и замедлителей.
4. Критические параметры систем, содержащих поглотители нейтронов.
5. Нейтронное взаимодействие подкритических систем.
6. Системы сложной геометрии.
7. Системы, содержащие нуклиды актиноидной группы элементов.
8. Основные принципы обеспечения ядерной безопасности.
9. Коэффициенты запаса.
10. Нормативы ядерной безопасности.
11. Оборудование и транспортные упаковки.
12. Контроль параметров ядерной безопасности. Контроль 235U и 239Pu.
13. Контроль замедлителей и поглотителей в системах с делящимися веществами
14. Средства защиты и ограничения последствий от аварий, связанных с самоподдерживающейся реакцией деления.
15. Состояние и перспективы мирового и российского ЯТЦ.
16. Открытый и замкнутый ЯТЦ.
17. Ториевый ЯТЦ.
18. Понятие критичности.
19. Делящиеся материалы, критмассы.
20. ОЯТ.
21. МОКС-топливо.
22. РАО.
23. Основные понятия ядерной и радиационной безопасности.
24. Радиация и её воздействие на живой организм.
25. Естественные источники радиации.
26. Искусственные источники радиации.
2 коллоквиум
1. Безопасность при производстве твэлов.
2. Радиационная безопасность на урановых рудниках.
3. Факторы радиационной безопасности.
4. Уровни внешнего излучения.
5. Радиационная безопасность при переработке облученного ядерного топлива.
6. Безопасность на АЭС.
7. Радиационная безопасность населения и защита окружающей среды.
ВОПРОСЫ ВЫХОДНОГО КОНТРОЛЯ
1. Определения: радиоактивный распад, радиация, активность, источник ионизирующего излучения.
2. Определения: облучение, доза поглощенная, доза эквивалентная, взвешивающий коэффициент.
3. Взвешивающие коэффициенты для различных видов излучения.
4. Определения: предел дозы, население, мощность дозы, риск радиационный.
5. Основные единицы СИ и внесистемные единицы, связанные с радиационной безопасностью.
6. Определения: загрязнение радиоактивное, дезактивация, отходы радиоактивные.
7. Определения: объект радиационный, санитарно-защитная зона, зона наблюдения.
8. Международные организации, занимающиеся радиационной защитой.
9. Механизм воздействия ионизирующего излучения на организм человека.
10. Классификация возможных последствий воздействия ионизирующих излучений на человека.
11. Пути воздействия ионизирующих излучений на человека.
12. Источники ионизирующего излучения космического происхождения.
13. Источники ионизирующего излучения земного происхождения.
14. Искусственные источники излучения в окружающей среде.
15. Методы добычи урана.
16. Радиационное воздействие в процессе добычи урана.
17. Свойства гексафторида урана.
18. Метод газовой диффузии.
19. Метод цинтрифугирования.
20. Основные этапы производства твэл. Охарактеризова процесс производства в целом.
21. Основные принципы получения энергии в ядерном реакторе. Коэффициент размножения нейтронов. Реактивность.
22. Управление цепной реакцией деления. СУЗ. Остаточное тепловыделение.
23. Основные компоненты ядерного реактора.
24. Материалы активной зоны и требования к ним.
25. Использование в качестве теплоносителя газов.
26. Использование в качестве теплоносителя воды.
27. Жидкометаллический теплоноситель.
28. Органический теплоноситель, расплавы солей.
29. Характеризация аварий на реакторах.
30. Гипотетическая авария на ВВЭР.
31. Особенности тяжелых аварий на газоохлаждаемых и быстрых реакторах.
32. Авария на АЭС Виндскейл.
33. Авария на АЭС Three Mile Island.
34. Авария на ЧАЭС.
35. Перспективные энергетические реакторы проектов GIF и INPRO.
36. Особенности и преимущества реактора БРЕСТ.
37. Особенности и преимущества высокотемпературного газоохлаждаемого реактора нового поколения.
38. Перспективные проекты АЭС в России.
39. Технологическая схема обращения с ОТВС в замкнутом топливном цикле.
40. Процесс переработки отработанного топлива и его особенности.
41. Методы обращения с РАО.
42. Сбор и сортировка РАО, обработка и обезвреживание.
43. Кондиционирование РАО, транспортирование в пункт захоронения.
44. Постоянное или временное хранение РАО.
45. Обращение с ОТВС. Методы долговременного хранения ОТВС.
46. Инженерные и геологические барьеры защиты. Рекомендуемые для захоронения РАО и хранения ОТВС геологические формации.
47. Перспективы сибирского региона в развитии ядерных технологий в России.
8. Учебно-методическое и информационное обеспечение модуля (дисциплины)
Основная литература
7. Солотин и перспектива развития ЯТЦ мировой и российской ядерной энергетики. Ж. АЭ, т. 98, вып. 6, июнь 2005.
8. , и др. Критические параметры систем с делящимися веществами и ядерная безопасность. Справочник. – М.: Атомиздат, 1968, [Б-3252].
9. , и др. Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1984, [].
10. Введение в ядерную энергетику: пер. с англ. – М.: Энергоатомиздат,1989
11. Кесслер. Ядерная энергетика. М.: Энергоатомиздат, 1986.
12. , Батуров атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. Учеб. пособие для вузов. – 2изд. – М.: Энергоатомиздат,1984.
13. Владимиров задачи по эксплуатации ядерных реакторов. – М.: Энергоатомиздат, 19с.
Дополнительная литература
1. , Егоров окружающей среды при эксплуатации АЭС, Энергоатомиздат, 1991.
2. Кузнецов ядерные реакторы. – Л.: Судостроение. 1988.
3. Галанин в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М.: ЭА. 1984.
4. , Кусмарцев на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат. 1985.
5. Экспериментальные методы нейтронных исследований /–Агеев, , . – М. Энергоатомиздат. 1990.
6. , , Матусевич экспериментальных методов ядерной физики. М.: Энергоатомиздат, 1985.
7. Экспериментальные методы нейтронных исследований: Учеб. пособие для вузов/ Крамер–, , – М.: Энергоатомиздат, 1990.
8. , Матусевич методы физики реакторов: Учеб. пособие для вузов – М.: Энергоатомиздат, 1990.
9. Биологическая защита транспортных реакторных установок / Под ред. . М.: Атомиздат, 1961.
Учебно–методические пособия, указания и т. д.
1. , , и др. Жителям Алтайского края о ядерных взрывах и радиации. Барнаул. Изд–во АГТУ. 19с.
2. Информационные бюллетени Центра общественной информации по атомной энергетике. Москва. ЦНИИ атоминформ. Периодическое издание.
3. Н, , Шаманин –физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Методическое пособие по курсовому проектированию, часть 2. Томск, 1995.
4. Введение в лабораторный практикум на ИРТ ТПУ. Методическое пособие по ядерной и радиационной безопасности. Томск, 1993.
5. Исследовательский ядерный реактор (ИРТ–Т) и его техническая документация. Томск. ТПУ. 1993.
6. Перечень контрольных вопросов для оперативного персонала АЭС. Десногорск. 1982.
7. Альбомы и рекламные проспекты атомной энергетики.
8. , Кошелев и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. Томск, 2001.
9. , , Ухов в ядерных реакторах: физика, технология, безопасность. Учебное пособие. Томск, 2001.
10. п., , Алтухов ёт нестационарных и переходных нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1998.
11. , , Колпаков -физический и теплогидравлический расчёт реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Томск, ТГУ, 2002.
12. , , Демянюк технологии. Проблемы терроризма. Нераспространение ядерных материалов. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 2008.
13. , Кошелев топливный цикл. Проблемы, решения. Учебное пособие. Томск, 2004.
14. , Кошелев технологии в различных сферах человеческой деятельности. Учебное пособие. 2-е издание. Изд-во ТПУ, 2008.
15. , , Шидловский ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. ТПУ, Томск, 2005.
16. , , Пшакин,
Программное обеспечение и Internet-ресурсы:
http://www. iaea. org/
http://www. inmm. org/
http://irmm. jrc. be/
http://www. lib. *****/
http://scholar. /
http://world-nuclear. org/
http://www. eia. doe. gov
9. Материально-техническое обеспечение модуля (дисциплины)
компьютеры, мультимедиа проигрыватели, корпоративная компьютерная сеть и ИНТЕРНЕТ.
Программа составлена на основе Стандарта ООП ТПУ в соответствии с требованиями ФГОС по направлению 140800 Ядерные физика и технологии профилю подготовки Безопасность и нераспространение ядерных материалов.
Программа одобрена на заседании кафедры «Физико-энергетических технологий» (протокол № ____ от «___» сентября 2010 г.).
(протокол № ____ от «___» _______ 20___ г.).
Автор(ы): доцент ________________________
ст. преподаватель ___________________
Рецензент(ы) __________________________
