При освоении дисциплины используются следующие сочетания видов учебной работы с методами и формами активизации познавательной деятельности бакалавров для достижения запланированных результатов обучения и формирования компетенций.
Методы и формы активизации деятельности | Виды учебной деятельности | |
ЛК | Семинар | СРС |
Дискуссия | х | х |
IT-методы | х | х |
Работа в команде | х | |
Case-study | х | |
Обучение на основе опыта | х | х |
Опережающая СРС | х | |
Проектный метод | х | |
Поисковый метод | 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.
6. Организация и учебно-методическое обеспечение
самостоятельной работы студентов
6.1 Текущая и опережающая СРС, направленная на углубление и закрепление знаний, а также развитие практических умений заключается в:
- работе бакалавров с лекционным материалом, поиск и анализ литературы и электронных источников информации по заданной проблеме и выбранной теме магистерской диссертации, выполнении домашних и индивидуальных заданий, изучении тем, вынесенных на самостоятельную проработку, подготовке к экзамену.
6.2 Творческая проблемно-ориентированная самостоятельная работа
(ТСР) направлена на развитие интеллектуальных умений, комплекса универсальных (общекультурных) и профессиональных компетенций, повышение творческого потенциала магистрантов и заключается в:
- поиске, анализе, структурировании и презентации информации; анализе научных публикаций по определенной теме исследований, анализе статистических и фактических материалов по заданной теме, проведении расчетов.
6.3. Содержание самостоятельной работы студентов по дисциплине
Темы для самостоятельной проработки
Свойства нейтронов. Космические ядерные реакторы. Вывод из эксплуатации ядерных реакторов. Исследовательские ядерные реакторы. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах. Природный реактор в Окло. Необходимость развития ядерной энергетики. Экономические аспекты ядерной энергетики. Ядерные реакторы нового поколения. Использование ядерной энергии в военных целях. Главные пути повышения безопасности атомной энергетики. Способы увеличения глубины выгорания ядерного горючего и длительность кампании реактора. Необслуживаемые атомные термоэлектрические станции малой мощности. Перспективные ядерные энергетические установки. Изотопные генераторы тепла, электричества и света. Импульсные исследовательские ядерные реакторы. Брест. Усовершенствованный реактор на быстрых нейтронах. Проблема снижения выбросов АЭС. Очистка газообразных радиоактивных отходов АЭС. Обращение с радиоактивными отходами. Системы внутриреакторного контроля. Ионизационные камеры. Датчики прямой зарядки. Методы расчета ядерных реакторов. Основные резонансные поглотители. Транспортные ядерные реакторы. Ядерное и термоядерное оружие. Высокотемпературные ядерные реакторы. Энергетические ядерные реакторы. Крупнейшие аварии на АЭС. Проблемы утилизации радиоактивных отходов. Атомные станции теплоснабжения. Состояние и перспективы развития ядерной энергетики. Атомные установки нового поколения повышенной безопасности. Использование отработавшего топлива АЭС. Плазма и термоядерный синтез. Современные ядерные реакторы России. Высокопоточные исследовательские ядерные реакторы. Реакторы с внутренней (физической) безопасностью. Ядерные двигатели для транспорта. Топливные циклы. Детектирование нейтронов. Использование выгорающих поглотителей в ядерных реакторах. Жидкосолевые ядерные реакторы. Авария в Уиндскейле. Авария на реакторе «Энрико Ферми». Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд». Авария на Чернобыльской АЭС. Безопасность и надежность российских АЭС после Чернобыля. Социально-психологические уроки Чернобыля. Аварии на АЭС и в других сферах человеческой деятельности. Безопасность ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000. Безопасность ЯЭУ с реактором типа PWR. Безопасность ЯЭУ с реактором типа БН. Безопасность ЯЭУ с реактором типа ВТГР. Энергетическая программа России. Особенности энергообеспечения Томского региона. Атомная энергетика - объективная реальность Томского региона. Главные пути повышения безопасности атомной энергетики. Основные положения вероятностного анализа безопасности АЭС при проектировании. Водо-водяные реакторы повышенной безопасности (ВПБЭР-640, ВВЭР-1000, АСТ-500, АТЭЦ-150). Высокотемпературные гелиевые реакторы повышенной безопасности, ГТ-МГР. Основные принципы обеспечения безопасности автономных атомных энергоисточников малой мощности. Роль персонала при обеспечении безопасности ЯЭУ (человеческий фактор). Комплексный подход к защите ЯТЦ.Перечень индивидуальных заданий
№ 1 Основы атомной энергетики
№ 2 Ядерные реакции
№ 3 Деление ядер
№ 4 Коэффициент размножения для бесконечной среды
№ 5 Основные положения диффузионного положения
№ 6 Система групповых констант.
№ 7 Мощностные и температурные эффекты реактивности.
№ 8 Эффекты реактивности при отравлении реактора ксеноном и самарием.
6.4. Контроль самостоятельной работы
Оценка самостоятельной работы организуется в виде промежуточного контроля два раза в семестр. В контрольные работы входят теоретические вопросы, разобранные на лекционных занятиях, а также вопросы, подлежащие самостоятельному изучению, и защита индивидуальных заданий.
6.5. Учебно-методическое обеспечение самостоятельной работы студентов
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 и задач, ответы на которые позволяют оценить степень усвоения теоретических знаний.
7.1. Вопросы и задачи входного контроля
Входной контроль осуществляется на основании выполнения тестовых заданий с целью проверки остаточных знаний по дисциплинам, изучение которых необходимо для освоения дисциплины.
Вопросы входного контроля (6 семестр)
1. Строение атомного ядра.
2. Модели атомных ядер. Капельная модель ядра.
3. Энергия связи ядра.
4. Дефект массы.
5. Ионизирующие излучения.
6. Радиоактивность.
7. Альфа-излучение. Альфа распад.
8. Бета-излучение. Бета распад.
9. Гамма-излучение.
10. Единицы измерения энергии, массы ядер.
11. Формула Вейцзеккера для капельной модели ядра.
12. Спонтанное деление тяжелых ядер.
13. Радиоактивные семейства.
14. Основные законы радиоактивного распада.
15. Постоянная распада. Период полураспада.
16. Активность. Единицы измерения.
17. Активация.
18. Ядерные реакции.
19. Механизм ядерных реакций.
20. Сечения ядерных реакций.
21. Законы сохранения в ядерных реакциях.
22. Термоядерный синтез.
23. Фотоядерные реакции.
24. Основные свойства нейтронов.
25. Деление ядер.
Пример тестового задания входного контроля.(7 семестр)
Вариант № 1
В заданиях типа А выберите из предложенных вариантов правильные и отметьте их любым знаком (кружок, крестик, галочка и т. п.). Правильными могут быть несколько вариантов.
А1. Производная функции 
в точке x = 2 равна:
1) – 1,24 2) 0 3) 4,41 4) 8,44
А2. Общим решением уравнения 
является следующее выражение:
1) y = C1e9x +C2e4x 2) y = C1e6x +C2e2x 3) y = C1e9x +C2xe9x 4) y = C1cos6x + C2sin6x
А3. Общим решением уравнения 
является следующее выражение:
1) y = C1e2x +C2e–2x 2) y = C1J2(x) +C2Y2(x) 3) y = C1I2(x) +C2K2(x) 4) y = C1J4(x)+C2Y4(x)
А4. Протекание каких пороговых реакций может иметь место при взаимодействии нейтронов деления с ядром U235 ?
1) реакции прямого действия 3) реакция с образованием протонов
2) неупругое рассеяние 4) реакция деления
А5. Средняя энергия термализованных нейтронов, находящихся в среде с температурой 100 К равна:
1) 0,129 эВ 2) 0,025 эВ 3) 0,135 эВ 4) 2,07 10-21 Дж 5) 1,38 10-21 Дж
А6. Коэффициент использования тепловых нейтронов в гомогенном ядерном реакторе больше коэффициента использования тепловых нейтронов в гетерогенном ядерном реакторе потому, что:
1) в гомогенном ядерном реакторе отсутствует пространственный блок-эффект;
2) в гомогенном ядерном реакторе имеет место пространственный блок-эффект;
3) в гомогенном ядерном реакторе выше скорость рассеяния нейтронов;
4) в гомогенном ядерном реакторе значения микроскопических сечений взаимодействия тепловых нейтронов больше, чем в гетерогенном
А7. Длина свободного пробега теплового нейтрона до поглощения в легководной среде в сравнении с 
в графитовой среде:
1) больше 2) одинакова 3) меньше 4) нет однозначности, зависит от геометрии среды
A8. Длина свободного пробега теплового нейтрона до поглощения в UC составляет (по U238):
1) 6,54 см 2) 11,22 см 3) 24,21 см 4) 31,12 см
А9. В рамках диффузионно-возрастного приближения считается, что:
1) надтепловые нейтроны движутся в процессе замедления и диффузии, тепловые – в процессе диффузии;
|
Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах:
1 2 3 4 5 |
