МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РФ

МОСКОВСКИЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

(ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ)
ИНСТИТУТ ТЕПЛОВОЙ И АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
___________________________________________________________________________________________________________


Направление подготовки: 140700 Ядерная энергетика и теплофизика

Профиль(и) подготовки: Атомные электрические станции и установки

Квалификация (степень) выпускника: бакалавр

Форма обучения: очная

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЫ

«ФИЗИКА ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ»

Цикл:	профессиональный
Часть цикла:	по выбору
№ дисциплины по учебному плану:	ИТАЭ; Б3.16.1
Часов (всего) по учебному плану:	288
Трудоемкость в зачетных единицах:	8	7 семестр – 3; 8 семестр - 5
Лекции	96 час	7, 8 семестры
Практические занятия	48 час	7, 8 семестры
Лабораторные работы	-	-
Расчетные задания, рефераты	20 час самостоят. работы	8 семестр
Объем самостоятельной работы по учебному плану (всего)	144 час
Экзамены	72	7, 8 семестры
Курсовые проекты (работы)	-	-

Москва - 2010

1. ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

Целью дисциплины является

изучение нейтронно-физической теории критических ядерных реакторов и приобретение навыков решения некоторых практических задач по физике ядерных реакторов

По завершению освоения данной дисциплины студент способен и готов:

• 
  самостоятельно работать, принимать решения в рамках своей профессиональной деятельности (ОК-7);
  
• 
  анализировать различного рода рассуждения, публично выступать, аргументированно вести дискуссию и полемику (ОК-12);
  
• 
  анализировать научно-техническую информацию, изучать отечественный и зарубежный опыт по тематике исследования (ПК-6);
  
• 
  участвовать в разработке методов прогнозирования количественных характеристик процессов, протекающих в конкретных технических системах на основе существующих методик (ПК-11);
  
• 
  участвовать в исследовании и испытании основного оборудования атомных электростанций в процессе разработки, создания, монтажа, наладки и эксплуатации (ПК-13).
  

Задачами дисциплины являются:

• 
  познакомить обучающихся с нейтронно-физическими процессами, протекающими в критических ядерных реакторах;
  
• 
  дать информацию о методах решения простых задач по физике ядерных реакторов;
  
• 
  научить использовать теоретические знания для анализа и математического обоснования состояния простых по форме и структуре ядерных реакторов.
  

2. МЕСТО ДИСЦИПЛИНЫ В СТРУКТУРЕ ООП ВПО

Дисциплина относится к дисциплинам по выбору профессионального цикла Б.3 основной образовательной программы подготовки бакалавров по профилю «Атомные электрические станции и установки» направления 140700 Ядерная энергетика и теплофизика.

Дисциплина базируется на следующих дисциплинах: «Физика (общая)», «Ядерная и нейтронная физика».

Знания, полученные по освоению дисциплины, необходимы при изучении дисциплин «Ядерные энергетические реакторы» и «Кинетика ядерных реакторов».

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

В результате освоения учебной дисциплины обучающиеся должны демонстрировать следующие результаты образования:

Знать:

• 
  нейтронно-физические процессы, протекающие в критических ядерных реакторах (ПК-8).
  

Уметь:

• 
  анализировать зависимости нейтронно-физических характеристик ядерного реактора от параметров, определяющих состав, структуру и физическое состояние активной зоны (ПСК-10).
  

Владеть:

• 
  навыками проведения оценочных нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов по известным методикам (ПСК – 5).
  

4. СТРУКТУРА И СОДЕРЖАНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

4.1 Структура дисциплины

Общая трудоемкость дисциплины составляет 8 зачетных единиц, 288 часов.

№ п/п	Раздел дисциплины. Форма промежуточной аттестации (по семестрам)	Всего часов на раздел	Семестр	Виды учебной работы, включая самостоятельную работу студентов и трудоемкость (в часах)				Формы текущего контроля успеваемости (по разделам)
				лк	пр	лаб	сам.
1	2	3	4	5	6	7	8	9
1	Диффузия моноэнергетических нейтронов	29	7	12	6		11	Контрольная работа
2	Замедление нейтронов в бесконечных средах	33	7	14	8		11	Контрольная работа
3	Пространственно-энергетическое распределение нейтронов	17	7	10	4		3	Устный опрос
	Зачет	2					2	По оценкам текущего контроля
	Экзамен	36					36	устный
4	Теория критических размеров	51	8	15	13		23	Расчетное задание
5	Теория решетки	57	8	25	17		15	Домашние задания
6	Особенности различных энергетических реакторов	10	8	8			2	Устный опрос
7	Особенности расчетов и экспериментов по физике реакторов	15	8	12			3	Устный опрос
	Зачет	2					2	По оценкам текущего контроля
	Экзамен	36					36	устный
	Итого:	288		96	48		144

4.2 Содержание лекционно-практических форм обучения

4.2.1. Лекции

7 семестр

1. Диффузия моноэнергетических нейтронов

Понятие о диффузии нейтронов. Плотность потока нейтронов. Скорость взаимодействия. Характерные длины пробега нейтронов. Плотность тока нейтронов. Уравнение диффузии. Граничные условия на границах двух сред и среды с вакуумом. Условия применимости диффузионного приближения. Интегральное уравнение для потока моноэнергетических нейтронов.

Скорость взаимодействия в случае немоноэнергетических нейтронов. Длина диффузии. Время диффузии нейтрона в среде.

2. Замедление нейтронов в бесконечных средах

Рассеяние в лабораторной системе координат. Ступенька замедления. Закон рассеяния. Средняя логарифмическая потеря энергии при одном столкновении. Понятие летаргии.

Энергетическое распределение замедляющихся нейтронов в бесконечных гомогенных средах. Замедление на водороде без поглощения и с поглощением. Вероятность избежать поглощения при замедлении. Замедление на тяжелых рассеивателях без поглощения и с поглощением.

Эффективный резонансный интеграл поглощения. Резонансный интеграл поглощения при бесконечном разбавлении.

3. Пространственно-энергетическое распределение нейтронов

Модель непрерывного замедления. Уравнение возраста. Уравнение замедления в возрастном

приближении. Возраст нейтронов. Площадь миграции нейтронов.

Многогрупповое приближение. Групповые диффузионные уравнения.

Термализация нейтронов. Температура нейтронного газа.

8 семестр

4. Теория критических размеров

Физическая классификация ядерных реакторов. Коэффициент размножения. Возможные представления цикла размножения нейтронов. Эффективный коэффициент размножения.

Гомогенный реактор без отражателя. Уравнение реактора в диффузионно-возрастном приближении. Материальный параметр. Условие критичности реактора в диффузионно-возрастном приближении. Одногрупповое приближение. Геометрический параметр и распределение потока нейтронов по объему реактора. Квазикритическое приближение.

Гомогенный однозонный реактор с отражателем в одногрупповом приближении. Эффективная добавка. Гомогенный однозонный реактор с отражателем в двухгрупповом приближении. Пространственное распределение потоков быстрых и тепловых нейтронов.

Многозонный реактор. Условие критичности двухзонного реактора с отражателем в одногрупповом приближении.

5. Теория решетки

Физические особенности гетерогенного реактора. Классификация реакторных решеток. Основные предположения в теории решетки.

Метод вероятностей первых столкновений (ВПС). Расчет ВПС в разреженных и тесных решетках.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Расчет коэффициента размножения на быстрых нейтронах для различных решеток. Зависимость этого коэффициента от параметров решетки и ячейки.

Вероятность избежать резонансного поглощения. Расчет эффективного резонансного интеграла поглощения в решетках. Учет энергетической и пространственной экранировок, взаимного затенения топливных блоков, замедления внутри блока, температурных эффектов. Зависимость вероятности избежать резонансного поглощения от параметров решетки и ячейки.

Коэффициент использования тепловых нейтронов. Относительное вредное поглощение. Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов в диффузионном односкоростном приближении и методом АБГ. Особенности расчета в различных ячейках. Спектры нейтронов и усреднение сечений в области тепловых энергий. Зависимость коэффициента использования тепловых нейтронов от параметров решетки и ячейки.

Число нейтронов деления на один поглощенный топливом тепловой нейтрон.

Расчет длин диффузии и замедления в pазличных pешетках. Зависимость возpаста и квадpата длины диффузии нейтронов от параметров решетки. Зависимость материального параметра от отношения объемов замедлителя и топлива. Выбор оптимального варианта решетки.

6. Особенности различных энергетических реакторов

Водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Нейтронно-физические особенности. Основные направления усовершенствования ВВЭР. Оценочный расчет коэффициента размножения.

Водо-водяные кипящие реакторы (ВК). Нейтронно-физические особенности. Сравнение характеристик реакторов типа ВК и ВВЭР.

Канальные реакторы. Нейтронно-физические особенности и оценочный расчет канальных реакторов.

Реакторы на быстрых нейтронах. Основные нейтpонно-физические особенности. Особенности нейтронно-физического расчета.

7. Особенности расчетов и экспериментов по физике реакторов

Последовательность нейтронно-физического расчета реактора. Подготовка библиотек констант. Гомогенизация ячейки. Расчет макроячейки, полиячейки, гомогенного реактора. Обзор методов решения уравнения переноса нейтронов.

Программы расчета реакторных ячеек на ЭВМ. Методы подготовки многогрупповых микроскопических констант и расчета ячеек. Этапы расчета реакторной ячейки. Спектральная и пространственная задачи. Редактирование. Расчеты состояния, выгорания топлива, эффектов реактивности.

Компьютерные программы расчета реакторов. Физические модели и методы расчета реакторов. Расчеты состояний, эффективности СУЗ, эффектов и коэффициентов реактивности, выгорания топлива.

Структура и этапы нейтронно-физического проектирования энергетического реактора.

Классификация экспериментов. Зависимость особенностей эксперимента от способа использования получаемой информации. Взаимосвязь расчетных и экспериментальных исследований. Сравнение экспериментов на реакторах, подкритических и критических стендах. Эксперименты на подкритическом стенде.

4.2.2. Практические занятия

7 семестр

Пространственное распределение моноэнергетических нейтронов.

Замедление нейтронов в бесконечных средах.

Усреднение сечений по спектру Максвелла.

Эффективный резонансный интеграл поглощения.

Пространственное распределение замедляющихся нейтронов.

8 семестр

Решение волнового уравнения в различных системах координат.

Определение геометрического параметра для цилиндрического реактора.

Определение критического радиуса сферического реактора.

Постановка задачи о критических размерах и алгоритм ее решения для неоднородного цилиндрического реактора.

Определение эффективного коэффициента размножения для неоднородного цилиндрического реактора с независящим от радиуса в центральной области потоком нейтронов.

Алгоритм расчета коэффициента размножения на быстрых нейтронах.

Зависимость коэффициента размножения на быстрых нейтронах от параметров решетки и ячейки.

Алгоритм расчета вероятности избежать поглощения при замедлении.

Зависимость вероятности избежать поглощения при замедлении от параметров решетки и ячейки.

Алгоритм расчета коэффициента использования тепловых нейтронов.

Зависимость коэффициента использования тепловых нейтронов от параметров решетки и ячейки.

Зависимость площади миграции от параметров решетки и ячейки.
4.3. Лабораторные работы

Лабораторные работы учебным планом не предусмотрены.

4.4. Расчетные задания

8 семестр

Расчет эффективного коэффициента размножения двухзонного реактора с отражателем и

распределения мощности по радиусу активной зоны этого реактора.
4.5. Курсовые проекты и курсовые работы
Курсовой проект (курсовая работа) учебным планом не предусмотрен.

5. ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ

Лекционные занятия проводятся в традиционной форме.

Практические занятия проводятся в традиционной форме.

Самостоятельная работа включает: подготовку к лекционным занятиям, к контрольным работам, выполнение расчетного задания и домашних заданий, подготовку к зачетам, экзаменам.

6. ОЦЕНОЧНЫЕ СРЕДСТВА ДЛЯ ТЕКУЩЕГО КОНТРОЛЯ УСПЕВАЕМОСТИ, ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ ПО ИТОГАМ ОСВОЕНИЯ ДИСЦИПЛИНЫ

Для текущего контроля успеваемости используются устный опрос, контрольные работы, расчетное задание и домашние задания.

Для промежуточной аттестации используются дифференцируемый зачет и экзамен.

Аттестация по дисциплине – зачет и экзамен.

Оценка за освоение дисциплины, определяется как оценка на экзамене.

В приложение к диплому вносится оценка за 8 семестр.

7. УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ И ИНФОРМАЦИОННОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

7.1. Литература:

а) основная литература:

1. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов/ Г. Г. Баpтоломей, Г. А. Бать, В. Д. Байбаков, М. С. Алхутов.-2-е изд., пеpеpаб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1989.- 512 с.

б) дополнительная литература:

1. Сборник задач по курсу «Физика ядерных реакторов». Г. Г. Бартоломей/ Под ред. Б. А. Дементьева. – М.: Изд-во МЭИ, 1993. – 39 с.

2. Байбаков В. Д., Воробьев Ю. Б., Кузнецов В. Д. Коды для расчета ядерных реакторов: Учебное пособие. – М.: Издательство МЭИ, 2003. 163 с.
7.2. Электронные образовательные ресурсы:

а) лицензионное программное обеспечение и Интернет-ресурсы:

Mathcad; Excel; Word.

б) другие:

не используются.

8. МАТЕРИАЛЬНО-ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ДИСЦИПЛИНЫ

Программа составлена в соответствии с требованиями ФГОС ВПО и с учетом рекомендаций ПрООП ВПО по направлению подготовки 140700 «Ядерная энергетика и теплофизика» и профилю «Атомные электрические станции и установки».

ПРОГРАММУ СОСТАВИЛ:

к.т.н., доцент Байбаков В.Д.

"УТВЕРЖДАЮ":

Зав. кафедрой АЭС

д.т.н., профессор Блинков В.Н.