Рабочая программа дисциплины физическая теория ядерных реакторов (6,7,8 семестр) (стр. 1 )

УТВЕРЖДАЮ

Проректор-директор ФТИ

___________

«___» ____________2011 г.

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА ДИСЦИПЛИНЫ

Физическая теория ядерных реакторов
(6,7,8 семестр)

НАПРАВЛЕНИЕ  ООП: 140800 Ядерные физика и технологии

ПРОФИЛЬ ПОДГОТОВКИ: Ядерные реакторы и энергетические установки

КВАЛИФИКАЦИЯ (СТЕПЕНЬ): бакалавр

БАЗОВЫЙ УЧЕБНЫЙ ПЛАН ПРИЕМА  2011 г.

КУРС 3,4; СЕМЕСТР 6,7,8;

КОЛИЧЕСТВО КРЕДИТОВ: 14

ПРЕРЕКВИЗИТЫ: Математика; Физика; Техническая физика; Атомная физика; Введение в ядерную физику; Уравнения математической физики; Физическая и ядерная безопасность; Материалы ядерных энергетических установок

КОРЕКВИЗИТЫ Физико-энергетические установки; Энергооборудование ядерных энергетических установок

ВИДЫ УЧЕБНОЙ ДЕЯТЕЛЬНОСТИ И ВРЕМЕННОЙ РЕСУРС:

Лекции	96	часов (ауд.)
Практические занятия	144	часов (ауд.)
АУДИТОРНЫЕ ЗАНЯТИЯ	240	часов
САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА	156	часов
ИТОГО	396	часов
ФОРМА ОБУЧЕНИЯ	очная

ВИД ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ:  ЭКЗАМЕН, ЗАЧЕТ

Обеспечивающая кафедра: Физико-энергетические установки ФТИ

ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ:        

РУКОВОДИТЕЛЬ ООП:        

ПРЕПОДАВАТЕЛЬ:        

       

       

       

       

2011 г.

1. Цели освоения дисциплины

В результате освоения дисциплины бакалавр приобретает знания, умения и навыки, обеспечивающие достижение целей Ц1, Ц3, Ц5 основной образовательной программы 140800 «Ядерные физика и технологии». (профиль подготовки – Ядерные реакторы и энергетические установки) и необходимые для научно-исследовательской, проектной, производственно-технологической и организационно-управленческой деятельности бакалавра.

2. Место дисциплины в структуре ООП

Дисциплина относится к специальным дисциплинам профессионального цикла (Б3.В.3). Она непосредственно связана с дисциплинами естественнонаучного и математического цикла. Для успешного освоения дисциплины необходимо изучение следующих курсов: Математика; Физика; Техническая физика; Атомная физика; Введение в ядерную физику; Уравнения математической физики; Материалы ядерных энергетических установок.

3. Результаты освоения дисциплины

После изучения данной дисциплины бакалавры приобретают знания, умения и опыт, соответствующие результатам основной образовательной программы: Р1, Р7, Р13, Р14*.  Соответствие результатов освоения дисциплины «Физическая теория ядерных реакторов» формируемым компетенциям ООП представлено в таблице.

Формируемые компетенции в соответствии с ООП*	Результаты освоения дисциплины
З.1.1, З.7.1, З.13.1, З.14.1.	В результате освоения дисциплины бакалавр должен знать: нейтронный цикл в ядерном реакторе, эффективный коэффициент размножения нейтронов, условия критичности, основы теории решетки; закономерности формирования пространственно-энергетического распределения нейтронов и удельного энерговыделения; критическое и подкритическое состояние реактора, способы регулирования реактора; нейтронно-физические особенности реакторов различных типов; физику переходных процессов в ядерных реакторах, основные уравнения кинетики ядерных реакторов; виды температурных эффектов; эффекты реактивности при отравлении и шлаковании реактора; выгорание ядерного топлива, воспроизводство ядерного топлива; физические условия устойчивости реактора; концепцию безопасности ядерных реакторов в мире и России; опыт аварий и инцидентов; современные методы инженерного и научного анализа экспериментальных результатов.
У.1.1, У.1.2, У.7.1, У.13.1, У.14.1	В результате освоения дисциплины бакалавр должен уметь: рассчитывать и измерять основные нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов; рассчитывать характер протекания аварийных процессов при изменении реактивности; рассчитывать отравление, шлакование реактора, выгорание и накопление изотопов горючего; определять ядерный, плотностной и мощностной коэффициенты реактивности; классифицировать системы безопасности ядерных реакторов; провести вероятностную оценку безопасности и оценить риск от ядерного реактора; находить и использовать научно-техническую информацию в исследуемой области из различных ресурсов, включая на английском языке.
В.1.1, В.1.2, В.7.1, В.13.1, В.14.1	В результате освоения дисциплины бакалавр должен владеть методами (приемами): нейтронно-физического расчета реактора, расчета распределений нейтронов, удельного энерговыделения; подготовки нейтронных эффективных сечений, знанием свойств материалов; проведения расчета по изменению реактивности реактора в результате отравления, шлакования, выгорания, воспроизводства, температурных эффектов ядерного горючего; анализа аварий с разрушением активной зоны; анализа безопасности действующих ядерных энергетических установок.

*Расшифровка кодов результатов обучения и формируемых компетенций представлена в Основной образовательной программе подготовки бакалавров по направлению 140800 Ядерные физика и технологии.

4. Структура и содержание дисциплины

4.1. Содержание разделов дисциплины

ВЕДЕНИЕ

Лекция. История, современное состояние и перспективы развития ядерной энергетики и индустрии. Виды изотопных генераторов и ядерных энергетических установок  для производства тепла и электричества. Излучения в ядерном реакторе.

Практическое занятие: Основы атомной энергетики,  Физико - энергетические характеристики атомных ядер

ОПИСАНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ НЕЙТРОНОВ С ВЕЩЕСТВОМ

Лекция. свойства нейтронов. Микро - и макроскопические сечения взаимодействия нейтронов с ядрами. классификация ядерных реакций под действием нейтронов. Взаимодействие быстрых, резонансных и тепловых нейтронов с ядрами. распределение резонансных и тепловых нейтронов по энергиям. Эффект Доплера.

Практическое занятие: Свойства нейтронов; взаимодействие быстрых и резонансных нейтронов с ядрами, взаимодействие тепловых нейтронов с ядрами

Газокинетическое уравнение переноса нейтронов

Лекция. дифференциальные и интегральные параметры нейтронных полей. методы описания пространственно–энергетических распределений нейтронов. Особенности уравнений переноса. Интегральное уравнение. Газокинетическое уравнение. Приближенные методы решения задач переноса.

Практическое занятие: Параметры нейтронных полей и скорость взаимодействия нейтронов с ядрами

Диффузия моноэнергетических нейтронов

Лекция. Общая характеристика диффузионных процессов. основные понятия диффузионного приближения и соотношения между ними. транспортные диффузионные параметры. уравнение диффузии нейтронов. Диффузионная плотность тока нейтронов. условие применимости уравнения диффузии. Граничные условия. решение уравнения диффузии для различных источников нейтронов. принцип суперпозиции нейтронных источников. длина диффузии.

Практическое занятие: Основные параметры теории диффузии. Решение уравнения диффузии. Граничные условия

Замедление нейтронов в непоглощающих и поглощающих средах

Лекция. модель замедления. параметры упругого рассеяния в системе центра инерции и лабораторной системе координат. закон рассеяния. энергетические потери нейтронов. логарифмические параметры замедления, летаргия, замедляющая способность, коэффициент замедления. замедление в водороде без поглощения и с поглощением. Замедление в тяжелых рассеивателях без поглощения. Замедление в тяжелых рассеивателях с поглощением. Вероятность избежать резонансного поглощения. резонансный интеграл. интегральное уравнение. приближение узких резонансов. приближение бесконечной массы. эффективный резонансный интеграл. Характеристики замедлителей. Уравнение возраста. уравнение возраста при замедлении без поглощения.

Практическое занятие: возраст нейтронов. плотность замедления. физический смысл возраста, площади миграции, времени замедления.

Основы термализации нейтронов

Лекция. Диффузионное уравнение для замедляющихся нейтронов. Область термализации. Эффекты химической связи и кристаллической структуры.

Теория гомогенного реактора.

Лекция. Эффективный коэффициент размножения в диффузионно-возрастном приближении. Размножающая система с внешним источником, приближение к критическому состоянию. Анализ условия критичности. Материальный и геометрический параметры. Расчет в одногрупповом диффузионном приближении реакторов различной формы – плоского, параллелепипеда, сферического, цилиндрического. Роль отражателя. Реакторы различной формы в одногрупповом диффузионном приближении с отражателем. Эффективная добавка за счет отражателя.

Практическое занятие: Расчет гомогенного реактора. Коэффициент неравномерности нейтронного потока в гомогенном реакторе с отражателем и без него.

Многогрупповое приближение.

Лекция. Многогрупповой метод: основные положения, уравнения. Системы групповых констант. Выбор числа групп. Расчет групповых постоянных. Расчеты спектра нейтронов в реакторе. Методы решения групповых уравнений. Реактор в двухгрупповом приближении.

Практическое занятие: Многогрупповое приближение. Системы групповых констант.

Гетерогенные реакторы.

Лекция. Преимущества и недостатки гетерогенных систем. Типы решеток и их экспериментальное изучение. Коэффициент использования тепловых нейтронов. Вероятность избежать резонансного захвата. Размножение на быстрых нейтронах. Расчет гетерогенного реактора методом гомогенизации. Выбор оптимальных параметров при расчете реактора. Экспериментальное определение критических параметров.

Практическое занятие: Теория решетки.

Методы нейтронно-физических расчетов ядерных энергетических реакторов.

Лекция. Физические особенности уран–водных, уран–графитовых и тяжеловодных реакторов на тепловых нейтронах. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах. Методики нейтронно–физических расчетов реакторов на тепловых нейтронах различных типов. Методики нейтронно–физических расчетов реакторов на быстрых нейтронах.