Текущий контроль освоения дисциплины осуществляется при выполнении контрольных тестовых заданий, включающих как вопросы,  разобранные на лекционных занятиях, так и вопросы, подлежащие самостоятельному изучению.

Пример тестового задания входного контроля.

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. Эффективный размножения нейтронов учитывает:

1) размножающие свойства среды;

2) геометрические характеристики среды;

3) размножающие свойства и геометрические характеристики среды;

4) изменение количества нейтронов в среде.

А2 Чему равен эффективный коэффициент размножения в гомогенном сферическом ядерном реакторе без отражателя радиусом 5 м, в котором =1,5, замедлитель – тяжелая вода (замедлением и диффузией в топливе пренебречь)?

1) 1,03  2) 1,07  3) 1,11  4) 1,15  5) 1,56

А3 Пространственное распределение потока тепловых нейтронов по высоте в гомогенном цилиндрическом ядерном реакторе без отражателя высотой Н и радиусом R в одногрупповом приближении описывается выражением:

1)   2)   3)   4)

А4. Оценить критический объем уран-графитового сферического гомогенного реактора без отражателя, для которого топливо – U238-U235 (обогащение 2%), =0,90; =0,75, замедлением и диффузией в топливе пренебречь.

1) 214 м3  2) 326 м3  3) 471 м3  4) 538 м3

А5. При добавлении к внешней поверхности активной зоны ядерного реактора на тепловых нейтронах слоя отражателя эффективный коэффициент размножения в этом реакторе:

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

1) убывает         3) возрастает

2) остается постоянным        4) нет однозначности, зависит от материала отражателя

А6. В рамках одногруппового приближения оцените, во сколько раз изменится критический объем сферического гомогенного реактора без отражателя радиусом 5 м, если его окружить графитовым отражателем толщиной 70 см (диффузией и замедлением в топливе, а также замедлением в графите пренебречь).

1) увеличится в 2,2 раза        3) увеличится в 1,1 раза        5) уменьшится в 1,6 раза

2) увеличится в 1,8 раза        4) уменьшится в 2,4 раза        6) уменьшится в 1,3 раза

А7. Групповое уравнение описывает:

1) пространственное распределение потока нейтронов группы i;

2) энергетическое распределение потока нейтронов группы i;

3) протранственно-энергетическое распределение потока нейтронов группы i;

4) пространственно-угловое распределение потока нейтронов группы i

А8. При увеличении размеров активной зоны максимальное значение потока нейтронов в отражателе (всплеск тепловых нейтронов):

1) увеличивается;

2) уменьшается;

3) остается неизменным;

4) для одного состава активной зоны – увеличивается, для другого – уменьшается.

А9. Спектр Уатта описывает:

1) пространственное распределение быстрых нейтронов;

2) пространственно-энергетическое распределение нейтронов деления;

3) энергетическое распределение нейтронов деления;

4) энергетическое распределение с энергией  10Мэв ÷ 1 кэВ.

Дайте развернутый ответ на следующие вопросы

1. Пользуясь 26-ти групповой системой констант, определите вероятность для нейтрона 7 группы остаться внутри этой группы при упругом рассеянии на ядре С12.

2. Записать выражение для эффективного коэффициента размножения в диффузионно-возрастном приближении и формулу 4-х сомножителей. Дать пояснения для всех входящих в эти формулы обозначений.

3. В рамках 26-ти группового приближения запишите в общем виде групповое уравнение для нейтронов 1 группы.

4. Что учитывает эффективный коэффициент размножения?

5. Почему в центре активной зоны ядерного реактора без отражателя плотность потока нейтронов выше, чем на периферии?

6. Что такое ценность нейтронов?

7. Как формируется распределение потока быстрых нейтронов в активной зоне в рамках 2-х группового приближения?

7.3. Вопросы и задания промежуточной аттестации по дисциплине

Условия осуществления цепной ядерной реакции. Понятие о критических параметрах. Делящиеся материалы. Воспроизводящие материалы. Характеристика продуктов деления. Принципы классификации ядерных реакторов. Основные параметры атомов и атомных ядер. Устойчивость атомных ядер. Альфа–распад. Бета–распад. Свойства ядерных сил. Модели ядер. Капельная модель. Основные соотношения радиоактивного распада. Радиоактивные семейства. Излучение возбужденных ядер. Столкновительные реакции прямого взаимодействия и образование составного ядра. Свойства нейтронов. Классификация нейтронных реакций. Геометрическое и эффективное сечение взаимодействия. Скорость ядерных реакций. Микроскопические и макроскопические сечения. Закон ослабления для нейтронов. Особенности взаимодействия с ядрами быстрых нейтронов. Энергетическая зависимость сечения взаимодействия. Зависимость сечения взаимодействия от параметров ядра. Влияние ядерных реакций с вылетом двух и более нуклонов. Особенности неупругого рассеяния нейтронов. Резонансное рассеяние нейтронов. Формула Брейта–Вигнера. Эффект Доплера. Распределение нейтронов по энергиям. Параметры тепловых нейтронов. Условия деления ядер. Вынужденное и спонтанное деление. Временные стадии процесса деления. Распределение энергии деления по продуктам реакции. Продукты реакции деления. Нейтроны деления. Формула четырех сомножителей. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Вероятность избежать резонансного захвата. Коэффициент использования тепловых нейтронов. Коэффициент выхода вторичных нейтронов. Резонансный интеграл поглощения. Эффективный резонансный интеграл. Блок–эффект. Оптимизация размножающих сред. Основы теории диффузии. Основные понятия диффузионного приближения. Параметры нейтронных полей. Транспортные параметры. Методы описания пространственно–энергетических распределений нейтронов. Диффузионная плотность тока. Коэффициент диффузии. Уравнение диффузии. Граничные условия для уравнения диффузии. Решение уравнения диффузии. Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в однородной бесконечной среде. Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в однородной конечной среде. Принципы суперпозиции источников нейтронов. Распределение плотности потока нейтронов от бесконечного плоского источника. Длина диффузии. Модельные представления процесса замедления нейтронов. Связь параметров упругого рассеяния в различных системах отсчета. Закон рассеяния. Средние потери энергии. Логарифмические параметры замедления. Закон рассеяния в шкале летаргий. Замедление в водородосодержащих средах без поглощения. Спектр Ферми. Замедление в водороде с поглощением. Замедление в тяжелых рассеивателях. Уравнение возраста. Плотность замедления нейтронов. Граничные условия для уравнения замедления. Физический смысл возраста нейтронов и площадь миграции. Уравнение ядерного реактора в одногрупповом приближении. Условие критичности гомогенного ядерного реактора без отражателя в одногрупповом приближении. Эффективный коэффициент размножения. Его интерпретация в диффузионно-возрастном приближении. Цилиндрический гомогенный ядерный реактор без отражателя в одногрупповом приближении: распределение потоков нейтронов, минимальный критический объем, коэффициенты неравномерности. Сферический гомогенный ядерный реактор без отражателя в одногрупповом приближении: распределение потоков нейтронов, минимальный критический объем, коэффициенты неравномерности. Гомогенный ядерный реактор без отражателя в форме параллелепипеда в одногрупповом приближении: распределение потоков нейтронов, минимальный критический объем, коэффициенты неравномерности. Неравномерность распределения потоков нейтронов в ядерном реакторе без отражателя. Пути ее уменьшения. Гомогенный ядерный реактор с отражателем в одногрупповом приближении. Условие критичности гомогенного ядерного реактора с отражателем в форме бесконечной пластины в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация. Условие критичности гомогенного ядерного реактора с отражателем в форме сферы в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация. Условие критичности гомогенного цилиндрического ядерного реактора с боковым отражателем в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация. Условие критичности гомогенного цилиндрического ядерного реактора с торцевым отражателем в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация. Пространственное распределение потоков нейтронов в гомогенном ядерном реакторе в одногрупповом и двухгрупповом приближениях: условия формирования потоков, сравнительный анализ. Эффективная добавка за счет отражателя для реакторов различной формы в одногрупповом приближении. Метод многих групп. Многогрупповые уравнения. Принципы построения систем групповых констант. Выбор числа групп в рамках многогруппового приближения. Гомогенный ядерный реактор в форме бесконечной пластины с отражателем в двухгрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация, в т. ч. условие критичности. Гомогенный ядерный реактор в форме сферы с отражателем в двухгрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация, в т. ч. условие критичности. Гомогенный ядерный реактор в форме бесконечного цилиндра с отражателем в двухгрупповом приближении: постановка задачи, методы решения, результаты и их интерпретация, в т. ч. условие критичности. Методы расчета гомогенного ядерного реактора, окруженного со всех сторон отражателем. Преимущества и недостатки гетерогенных ядерных реакторов. Компоновки активной зоны гетерогенных ядерных реакторов различных типов. Основные подходы при расчетах нейтронно-физических характеристик гетерогенных ядерных реакторов. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке простой решетки гетерогенных ядерных реакторов с источником тепловых нейтронов в одной зоне. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке простой решетки гетерогенных ядерных реакторов с источником тепловых нейтронов в обеих зонах. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке сложной решетки гетерогенных ядерных реакторов. Коэффициенты формулы четырех сомножителей в гетерогенных и гомогенных ядерных реакторах. Вероятность избежать резонансного захвата в решетках гетерогенных ядерных реакторов различного типа. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах в решетках гетерогенных ядерных реакторов различного типа. Оптимизация параметров ядерного реактора при физическом расчете. Экспериментальные методы определения критических параметров ядерных реакторов. Метод обратного умножения. Экспериментальные методы определения критических параметров ядерных реакторов. Метод экспоненциальной призмы. Нейтронно-физические особенности уран-водных ядерных реакторов. Нейтронно-физические особенности уран-графитовых ядерных реакторов. Среднее время жизни нейтронов одного поколения. Нестационарное уравнение диффузии. Период реактора. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора. Эффективная доля запаздывающих нейтронов. Нестационарное диффузионное уравнение с учетом запаздывающих нейтронов. Реактивность реактора. Единицы измерения. Запас реактивности. Большие и малые реактивности. Анализ переходного процесса при положительном скачке реактивности. Анализ переходного процесса при отрицательном скачке реактивности. Условия мгновенной критичности. Отравление реактора ксеноном. Стационарное отравление ксеноном. Предельное стационарное отравление. Влияние мощности реактора на стационарное отравление. “Йодная яма”. Необходимое условие для накопления ксенона после остановки реактора. Влияние отравления на реактивность. Кинетика отравления при переходе на больший уровень мощности. Кинетика отравления при понижении мощности реактора. Соотношение между равновесными концентрациями йода и ксенона при увеличении мощности при ужесточении спектра нейтронов. Радикальные методы уменьшения отрицательного эффекта “йодной ямы”. Пространственные ксеноновые колебания мощности в объеме активной зоны реактора. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием. Кинетика отравления самарием после включения реактора. “Прометиевый провал”. Изменение реактивности из–за отравления ксеноном и самарием после остановки реактора. Нестационарное отравление самарием при изменении мощности реактора. Шлакование реактора Последовательные поглощения нейтронов. Влияние шлакования на реактивность. Выгорание урана и накопление плутония. Глубина выгорания ядерного топлива. Воспроизводство ядерного топлива. Зависимость плутониевого коэффициента от параметров решетки. Время удвоения количества делящихся нуклидов. Учет отравления, шлакования и выгорания ядерного топлива при расчете ядерного реактора. Изменение коэффициента размножения со временем. Изменение коэффициента воспроизводства со временем. Применение выгорающих поглотителей для компенсации. “Борный” выбег. Влияние нагрева материалов на физические параметры реактора. Температурный эффект реактивности. Температурный коэффициент реактивности. Особенности температурного эффекта реактивности с борным регулированием. Ядерный температурный эффект реактивности. Составляющие эффекта. Плотностной эффект реактивности. Составляющие эффекта. Соотношение между ядерным температурным эффектом реактивности и плотностным температурным эффектом реактивности в реакторах типа ВВЭР. Мощностной эффект реактивности. Использование мощностного эффекта реактивности для получения дополнительного энергозапаса. Паровой эффект реактивности в реакторе типа РБМК и ВВЭР. Температурные эффекты реактивности в быстрых реакторах. Динамический мощностной коэффициент реактивности. Физические условия устойчивости реактора. Стабилизирующие факторы. Анализ безопасности. Детерминистский подход. Вероятностная оценка безопасности. Сколько нужно разделить и сжечь (с учетом радиационного захвата), чтобы получить энергию 1 МВт·сутки в ЯР? Какому количеству условного топлива (7000 ккал/т·уг) соответствует энергия деления 1 г U. Мощность ЯР после высвобождения с>0 увеличилась за 1 мин от 10 до 27% NHOM. Чему равен Т(2) (период удвоения)? Чем определяется поведение ЯР в двух случаях: а) при с=+0,002; б) при с= - 0,002? Два ЯР (на тепловых и надтепловых нейтронах) с объемами активных зон Vаз =2 м3 работают на NHOM=100 МВт. Оценить равновесную концентрацию йода в каждом реакторе. Оценить соотношение между равновесными концентрациями Хе в двух эквивалентных по мощности, но различных по спектру нейтронов ЯР (Фт=5·1013 н/см2·с, ФН. Т=1015 н/см2·с). Оценить во сколько раз больше стационарное отравление Хе в ЯР с тепловым спектром нейтронов, чем с надтепловым. ВВЭР-440 работал на 100% NHOM (1375 МВт тепл.) в течение 10 суток. В результате срабатывания аварийной защиты мощность реактора снизилась до 25%. Через 3 часа мощность была повышена до 75%. Определить отравление Хе. Реактор в течение многих суток работал на 100% NHOM. Можно ли снизить мощность до 40% при сзап =1,5% ? Реактор работает с начала кампании на мощности 80% NHOM. Через какое время наступит с0Sm? Совместное воздействие ксенона и самария на реактивность реактора при Ф>104 н/см2·с. ЯР выработал 50000 МВт·ч. Сколько шлаков накопилось в активной зоне? Сколько  выгорает урана-235  и плутония-239 при  получении 1 МВт·сут энергии в ЯР на тепловых нейтронах? Сколько 239Рu образуется за год работы АЭС, имеющей КВ=0,7. Реактор после пуска из разотравленного состояния работал на 7V=100% в течение 15 часов. Чему равно отравление Хе через 6 часов после остановки. Реактор работал на мощности 75% NHOM более 20 суток. Определить сзап через 50 часов после остановки. Какой дополнительный эффект можно получить при снижении средней рабочей температуры на 500С (от 2500С) для ЯР с различными температурными эффектами? С какой скоростью увеличивается реактивность при равномерном снижении температуры от 250 до 2000С за 1 час? ЯР имеет Фном>4·1014 н/см2·с. Стационарное отравление Хе для с0Xe= - 4,5%, йодная яма си. я.= -5,5%, прометиевый провал спм =-6%. Как будет изменяться сзап вследствие изменения концентрации Хе и Sm после остановки реактора, который работал более 10 суток на Nном? В ЯР, имеющем мощностной эффект, (рис. конспект лекций) на N=60% увеличили расход с g1 до G2. Как при этом изменяется с и динамические свойства ЯР? Как изменится мощность ЯР в режиме саморегулирования при отрицательном бт в случае: а) уменьшения расхода теплоносителя через активную зону; б) понижения температуры воды второго контура на входе в ПГ? Ядерный реактор попал в йодную яму. Какую температуру лучше поддерживать, чтобы скорее пустить ЯР, т. е. уменьшить время вынужденной стоянки. Реактор работал на NHOM в течение 20 суток. Как изменится рзап из-за отравления Хе и Sm полсе остановки ЯР. Представить графически. Реактор работал на мощности 50% 4 суток, потом мощность увеличили до 100% NHOM. Определить изменение сзап после увеличения мощности. Реактор работал на 100% NHOM при установившемся стационарном отравлении Хе с0Xe =1%. Как снизить мощность до 50% NHOM, чтобы ЯР не попал в йодную яму? Представить графически. Реактор после 102 работы на номинальной мощности был остановлен. Определить время возможного очередного пуска реактора при запасе реактивности в момент остановки 2 и 3,5%. Современное состояние и перспективы развития атомной энергетики в мире. Экологические проблемы, связанные с развитием атомной энергетики. Среднее время жизни нейтронов одного поколения. Нестационарное уравнение диффузии. Период реактора. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора. Эффективная доля запаздывающих нейтронов. Нестационарное диффузионное уравнение с учетом запаздывающих нейтронов. Реактивность реактора. Единицы измерения. Запас реактивности. Большие и малые реактивности. Анализ переходного процесса при положительном скачке реактивности. Анализ переходного процесса при отрицательном скачке реактивности. Условия мгновенной критичности. Анализ кинетики при изменении реактивности по линейному закону. Отравление реактора ксеноном. Стационарное отравление ксеноном. Предельное стационарное отравление. Кинетика отравления в первый период работы реактора на заданной мощности. Влияние мощности реактора на стационарное отравление. “Йодная яма”. Необходимое условие для накопления ксенона после остановки реактора. Влияние отравления на реактивность. Кинетика отравления при переходе на больший уровень мощности. Кинетика отравления при понижении мощности реактора. Соотношение между равновесными концентрациями йода и ксенона при увеличении мощности при ужесточении спектра нейтронов. Радикальные методы уменьшения отрицательного эффекта “йодной ямы”. Пространственные ксеноновые колебания мощности в объеме активной зоны реактора. Отравление самарием. Стационарное отравление самарием. Кинетика отравления самарием после включения реактора. “Прометиевый провал”. Изменение реактивности из–за отравления ксеноном и самарием после остановки реактора. Нестационарное отравление самарием при изменении мощности реактора. Шлакование реактора Последовательные поглощения нейтронов. Влияние шлакования на реактивность. Выгорание урана и накопление плутония. Глубина выгорания ядерного топлива. Воспроизводство ядерного топлива. Зависимость плутониевого коэффициента от параметров решетки. Время удвоения количества делящихся нуклидов. Учет отравления, шлакования и выгорания ядерного топлива при расчете ядерного реактора. Изменение коэффициента размножения со временем. Изменение коэффициента воспроизводства со временем. Применение выгорающих поглотителей для компенсации. “Борный” пробег. Свойства выгорающих поглотителей. Эффект самоэкранирования выгорающих поглотителей. Влияние нагрева материалов на физические параметры реактора. Температурный эффект реактивности. Температурный коэффициент реактивности. Зависимость сечения от температуры. Температура нейтронного газа. Кривые температурного эффекта реактивности. Особенности температурного эффекта реактивности с борным регулированием. Ядерный температурный эффект реактивности. Составляющие эффекта. Анализ составляющих ядерного температурного эффекта реактивности. Плотностной эффект реактивности. Составляющие эффекта. Анализ составляющих плотностного температурного эффекта реактивности. Соотношение между ядерным температурным эффектом реактивности и плотностным температурным эффектом реактивности в реакторах типа ВВЭР. Получение различных форм кривой температурного эффекта реактивности. Мощностной эффект реактивности. Использование мощностного эффекта реактивности для получения дополнительного энергозапаса. Паровой эффект реактивности в реакторе типа РБМК. Паровой эффект реактивности в реакторе типа ВВЭР. Температурные эффекты реактивности в быстрых реакторах. Особенности физики быстрых реакторов. Кинетики реактора в энергетических режимах работы. Анализ кинетики с температурной обратной связью. Предельный выбег мощности. Динамический мощностной коэффициент реактивности. Изменение коэффициента реактивности по мере выгорания топлива (реактор РБМК). Физические условия устойчивости реактора. Стабилизирующие факторы. Режимы перегрузок ядерного топлива. Подкритический коэффициент умножения. Важнейшие задачи физического пуска. Калибровка стрежней управления. Эксплуатационный пуск реактора. Разогрев реактора и вывод на заданный уровень мощности. Остановка и расхолаживание реактора. Особенности реактора АСТ–500. Анализ безопасности. Детерминистский подход. Вероятностная оценка безопасности. Критерий безопасности. Риск от АЭС.

8. Учебно-методическое и информационное обеспечение дисциплины

Основная литература

, , Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. М.: ЭА, 1986. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1984. , , Теория ядерных реакторов. т.1. – М.: Атомиздат, 1978. изика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981. , Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1985. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: ЭА, 1985. , Физика переходных процессов в ядерных реакторах. М.: ЭА, 1983. и др. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: ЭА, 1989.

Дополнительная литература

Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостоение, 1988. изическая теория ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1961. сновы теории ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1954. еория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974. Теория гетерогенного реактора. М.: Атомиздат, 1971. дерные реакторы. М.: ЭА, 1987. Кесслер. Ядерная энергетика. М.: ЭА, 1986. Кентан Дж., правочник по ядерной энергетике. М.: ЭА, 1989. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1957. еория реакторов. М.: ИЛ, 1962. Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1967. инамика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.

Учебно–методические пособия

Методы расчета ядерных реакторов: Учебное пособие. Томск: ТПУ, 1998 , Физика и расчет ядерного реактора. Лабораторный практикум: Учебное пособие для студентов специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки», Томск: ТПУ, рег. № 000 от 01.01.2001 , , Лабораторный практикум “Детектикование нейтронов”. М.: Изд–во МИФИ, 1990. Обработка результатов реакторного эксперимента. Учебное пособие. Москва, МИФИ, 1987. Ядерно–топливные материалы. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1997. , , Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах. Учебное пособие, рекомендовано Советом УМО направления 651000 «Ядерные физика и технологии». Томск: изд-во ТГУ, 2002. , Обеспечение безопасности АЭС. Учебное пособие, Томск, ТПУ, 1997. Из истории атомной науки и техники. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1997. , Экологические аспекты атомной энергетики. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1997. , Что необходимо знать каждому человеку о радиации. Томск. Изд–во “Красное знамя”, 1993. , , и др. Методическое пособие для дипломников специальности 070500. Томск, ТПУ, 1993. Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АЭС при проектировании Р210.002–90. Атомэнергопроект, М., 1990. Анализ ошибок персонала при проведении вероятностной оценки безопасности АСТ. Нижний Новгород, 1992. Реакторная установка АСТ–500. Безопасность и экономичность. Нижний Новгород, 1991. Применение ЭВМ в курсовом проектировании. Учебное пособие. Томск, ТПУ, каф. 21, 1995. , , Нужна ли АСТ Томскому региону? Экология, экономика, безопасность. Томск, изд–во “Орбита”, 1995. Программа подготовки на рабочее место инженера управления. Реакторный завод БН–350, НВАЭС, 1978, 1980. , Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. Томск, 2001. , , Торий в ядерных реакторах: физика, технология, безопасность. Учебное пособие. Томск, 20001. , , Расчет нестационарных и переходных нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых нейтронах. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1998. , , Ядерные технологии. Проблемы терроризма. Нераспространение ядерных материалов. Учебное пособие. Томск, ТПУ. 2008

9. Материально-техническое обеспечение дисциплины

При проведении лекционных и практических занятий используются корпоративная сеть ГОУ ВПО НИ ТПУ,  Ноутбук VOYAGER H590L (Ноутбук ASUS) Мультимедийный проектор TOSHIBA TDR-T95(Мультимедийный проектор CANON LW-5500). При проведении практических занятий используется аналитический тренажер ВВЭР-1000.

* приложение – Рейтинг-план освоения модуля (дисциплины) в течение семестра.

Программа составлена на основе Стандарта 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 установок (протокол № 33 от «30»июня 2011 г.).

Автор(ы)

       

       

       

       

       

Рецензент(ы) __________________________



Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах:
1 2 3 4 5