УТВЕРЖДАЮ Проректор-директор ФТИ ___________ В.П. Кривобоков «___» ____________2011 г.

УТВЕРЖДАЮ
Проректор-директор ФТИ
___________ В.П. Кривобоков
«___» ____________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
АУДИТОРНЫЕ ЗАНЯТИЯ
САМОСТОЯТЕЛЬНАЯ РАБОТА
ИТОГО
ФОРМА ОБУЧЕНИЯ
144
240
156
396
очная
часов (ауд.)
часов
часов
часов
ВИД ПРОМЕЖУТОЧНОЙ АТТЕСТАЦИИ: ЭКЗАМЕН, ЗАЧЕТ
ОБЕСПЕЧИВАЮЩАЯ КАФЕДРА: Физико-энергетические установки ФТИ
ЗАВЕДУЮЩИЙ КАФЕДРОЙ:
В.И. Бойко
РУКОВОДИТЕЛЬ ООП:
С.Н. Ливенцов
ПРЕПОДАВАТЕЛЬ:
В.И. Бойко
О.Ю. Долматов
Ю.Б. Чертков
М.С. Кузнецов
А.О. Семенов
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
Результаты освоения дисциплины
соответствии с
ООП*
З.1.1, З.7.1,
В результате освоения дисциплины бакалавр должен знать:
З.13.1, З.14.1. нейтронный цикл в ядерном реакторе, эффективный коэффициент
размножения нейтронов, условия критичности, основы теории
решетки; закономерности формирования пространственноэнергетического распределения
нейтронов
и
удельного
энерговыделения; критическое и подкритическое состояние
реактора, способы регулирования реактора; нейтроннофизические 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,
В результате освоения дисциплины бакалавр должен уметь:
У.7.1, У.13.1,
рассчитывать и измерять основные нейтронно-физические
У.14.1
характеристики ядерных реакторов; рассчитывать характер
протекания аварийных процессов при изменении реактивности;
рассчитывать отравление, шлакование реактора, выгорание и
накопление изотопов горючего; определять ядерный, плотностной
В.1.1, В.1.2,
В.7.1, В.13.1,
В.14.1
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 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.
КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА.
Лекция. Элементарные уравнения кинетики. Период реактора. Запаздывающие
нейтроны. Фотонейтроны. Среднее время жизни нейтрона в реакторе.
Нестационарные диффузионные уравнения с учетом запаздывающих
нейтронов. Решение уравнений с любым числом групп. Реактивность. Единицы
измерения реактивности. Решение уравнений кинетики с учетом одной группы
запаздывающих нейтронов. Анализ переходного процесса при положительном
и отрицательном скачке реактивности. Кинетика реактора при линейном
изменении реактивности.
Практическое занятие: Динамика реактора без учета и с учетом
запаздывающих нейтронов.
ОТРАВЛЕНИЕ И ШЛАКОВАНИЕ РЕАКТОРА.
Лекция. Отравление реактора. Стационарное и нестационарное отравление. Йодная
яма. «Прометиевый» провал. Группы шлаков. Влияние отравления и шлакования на
реактивность. Пространственные эффекты, связанные с отравлением и шлакованием.
Практическое занятие: Стационарное и нестационарное отравление.
Шлакование активной зоны.
ВЫГОРАНИЕ И НАКОПЛЕНИЕ ИЗОТОПОВ ГОРЮЧЕГО.
Лекция. Выгорание. Уравнения кинетики и их решение. Воспроизводство
ядерного горючего. Изменение коэффициента размножения во времени.
Применение в реакторах выгорающих поглотителей нейтронов для
компенсации избыточной реактивности.
Практическое занятие: Выгорание и накопление изотопов горючего.
ТЕМПЕРАТУРНЫЕ ЭФФЕКТЫ В РЕАКТОРЕ.
Лекции. Влияние температуры на физические параметры реактора.
Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности. Ядерный,
плотностной и мощностной коэффициенты реактивности. Изменение
температурного коэффициента реактивности по мере выгорания топлива.
Эффекты реактивности в быстрых реакторах. Саморегулирование ядерных
реакторов. Кинетика реактора в энергетических режимах работы.
Практическое занятие: Температурные эффекты реактивности.
УСТОЙЧИВОСТЬ И БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ
УСТАНОВОК.
Лекции. Физические условия устойчивости реактора. Пространственная
устойчивость. Системы безопасности. Анализ безопасности. Вероятностная
оценка безопасности. Характеристики внутренней безопасности реакторов.
Оценка риска.
ОПЫТ АВАРИЙ И ИНЦИДЕНТОВ.
Лекция. Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд». Авария с разрушением активной
зоны на Чернобыльской АЭС. Авария на АЭС «Фукусима-1»
КИНЕТИКА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Лекция. Элементарные уравнения кинетики. Период реактора. Запаздывающие
нейтроны. Фотонейтроны. Среднее время жизни нейтрона в реакторе.
Нестационарные диффузионные уравнения с учетом запаздывающих
нейтронов. Решение уравнений с любым числом групп. Реактивность. Единицы
измерения реактивности. Решение уравнений кинетики с учетом одной группы
запаздывающих нейтронов. Анализ переходного процесса при положительном
и отрицательном скачке реактивности. Кинетика реактора при линейном
изменении реактивности.
Практическое занятие: Динамика реактора без учета и с учетом
запаздывающих нейтронов.
ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА
Лекция. Отравление реактора. Стационарное и не стационарное отравление.
Влияние отравления на реактивность. Йодная яма. Пространственные эффекты
связанные с отравлением. Ксеноновые колебания.
Практическое занятие: Стационарное отравление Xe-135, Нестационарное
отравление.
ОТРАВЛЕНИЕ САМАРИЕМ, ШЛАКОВАНИЕ РЕАКТОРА
Лекция. Стационарное и не стационарное отравление. «Прометиевый» провал.
Группы шлаков. Влияние шлакования на реактивность. Последовательные
поглощения нейтронов.
Практическое занятие: Особенности отравления самарием-149, Шлакование
ЯР.
ВЫГОРАНИЕ И НАКОПЛЕНИЕ ИЗОТОПОВ ГОРЮЧЕГО
Лекция. Выгорание. Уравнения кинетики и их решение. Воспроизводство
ядерного горючего. Изменение коэффициента размножения во времени.
Применение в реакторах выгорающих поглотителей нейтронов для
компенсации избыточной реактивности. Особые случая кинетики с торием и
ураном-233.
Практическое занятие: Выгорание и накопление изотопов горючего.
ТЕМПЕРАТУРНЫЕ ЭФФЕКТЫ В РЕАКТОРЕ
Лекция. Влияние температуры на физические параметры реактора.
Температурный эффект и температурный коэффициент реактивности. Ядерный,
плотностной и мощностной коэффициенты реактивности. Изменение
температурного коэффициента реактивности по мере выгорания топлива.
Эффекты реактивности в быстрых реакторах. Саморегулирование ядерных
реакторов. Кинетика реактора в энергетических режимах работы.
Практическое занятие: Температурные эффекты реактивности.
УСТОЙЧИВОСТЬ РЕАКТОРОВ
Лекция. Физические условия устойчивости реактора. Пространственная
устойчивость.
Практическое занятие: Изменение запаса реактивности с момента пуска ЯР из
холодного разотравленного состояния до остановки, полного расхолаживания и
разотравления.
4.2. Структура дисциплины по разделам, формам организации и контроля
обучения
№
Название раздела/темы
1.
Ведение
2.
Описание взаимодействия нейтронов
с веществом
Газокинетическое уравнение
переноса нейтронов
Диффузия моноэнергетических
нейтронов
Замедление нейтронов в
непоглощающих и поглощающих
средах
3.
4.
5.
Аудиторная работа
(час)
Практ./
Лекции
семинар
СРС
(час)
Итого
2
4
4
10
2
6
6
14
2
6
6
14
4
6
6
16
4
6
6
16
6.
Основы термализации нейтронов
4
0
6
10
7.
Теория гомогенного реактора.
4
8
6
18
8.
Многогрупповое приближение.
4
8
6
18
9.
Гетерогенные реакторы.
4
8
6
18
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
17.
18.
19.
20.
21.
22.
Методы нейтронно-физических
расчетов ядерных энергетических
реакторов.
Кинетика ядерного реактора.
Отравление и шлакование реактора.
Выгорание и накопление изотопов
горючего.
Температурные эффекты в реакторе.
Устойчивость и безопасность
ядерных энергетических установок.
Опыт аварий и инцидентов.
Кинетика ядерного реактора
Отравление реактора
Отравление самарием, шлакование
реактора
Выгорание и накопление изотопов
горючего
Температурные эффекты в реакторе
Устойчивость реакторов
Итого
4
0
6
10
4
4
8
8
8
8
20
20
4
10
8
22
4
10
8
22
6
0
8
14
6
6
6
0
10
8
8
8
8
14
24
22
6
10
8
24
6
10
10
26
6
4
96
10
8
144
8
8
156
24
20
396
4.3. Распределение компетенций по разделам дисциплины
№
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
Формируемые
компетенции
З.1.1.
З.7.1.
З.13.1.
З.14.1.
У.1.1.
У.1.2.
У.7.1.
У.13.1.
У.14.1.
В.1.1.
В.1.2.
В.7.1.
В.13.1.
В.14.1.
1
2
3
х
4
х
5
х
х
6
х
х
7
х
х
х
х
х
8
9
х
х
х
10
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
21
х
х
х
х
22
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
20
х
х
х
х
х
19
х
х
х
х
18
х
х
х
17
х
х
х
х
х
х
16
х
х
х
х
х
Разделы дисциплины
11 12 13 14 15
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
х
5. Образовательные технологии
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
Дискуссия
IT-методы
Работа в команде
Case-study
Обучение на основе
опыта
ЛК
х
х
Виды учебной деятельности
Семинар
СРС
х
х
х
х
х
х
Опережающая СРС
Проектный метод
Поисковый метод
х
х
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
1. Свойства нейтронов.
2. Космические ядерные реакторы.
3. Вывод из эксплуатации ядерных реакторов.
4. Исследовательские ядерные реакторы.
5. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
6. Природный реактор в Окло.
7. Необходимость развития ядерной энергетики.
8. Экономические аспекты ядерной энергетики.
9. Ядерные реакторы нового поколения.
10.Использование ядерной энергии в военных целях.
11.Главные пути повышения безопасности атомной энергетики.
12.Способы увеличения глубины выгорания ядерного горючего и длительность
кампании реактора.
13.Необслуживаемые атомные термоэлектрические станции малой мощности.
14.Перспективные ядерные энергетические установки.
15.Изотопные генераторы тепла, электричества и света.
16.Импульсные исследовательские ядерные реакторы.
17.Брест. Усовершенствованный реактор на быстрых нейтронах.
18.Проблема снижения выбросов АЭС.
19.Очистка газообразных радиоактивных отходов АЭС.
20.Обращение с радиоактивными отходами.
21.Системы внутриреакторного контроля.
22.Ионизационные камеры. Датчики прямой зарядки.
23.Методы расчета ядерных реакторов.
24.Основные резонансные поглотители.
25.Транспортные ядерные реакторы.
26.Ядерное и термоядерное оружие.
27.Высокотемпературные ядерные реакторы.
28.Энергетические ядерные реакторы.
29.Крупнейшие аварии на АЭС.
30.Проблемы утилизации радиоактивных отходов.
31.Атомные станции теплоснабжения.
32. Состояние и перспективы развития ядерной энергетики.
33.Атомные установки нового поколения повышенной безопасности.
34.Использование отработавшего топлива АЭС.
35.Плазма и термоядерный синтез.
36.Современные ядерные реакторы России.
37.Высокопоточные исследовательские ядерные реакторы.
38.Реакторы с внутренней (физической) безопасностью.
39.Ядерные двигатели для транспорта.
40.Топливные циклы.
41.Детектирование нейтронов.
42.Использование выгорающих поглотителей в ядерных реакторах.
43.Жидкосолевые ядерные реакторы.
44.Авария в Уиндскейле.
45.Авария на реакторе «Энрико Ферми».
46.Авария на АЭС «Три-Майл-Айленд».
47.Авария на Чернобыльской АЭС.
48.Безопасность и надежность российских АЭС после Чернобыля.
49.Социально-психологические уроки Чернобыля.
50.Аварии на АЭС и в других сферах человеческой деятельности.
51.Безопасность ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000.
52.Безопасность ЯЭУ с реактором типа PWR.
53.Безопасность ЯЭУ с реактором типа БН.
54.Безопасность ЯЭУ с реактором типа ВТГР.
55.Энергетическая программа России.
56.Особенности энергообеспечения Томского региона.
57.Атомная энергетика  объективная реальность Томского региона.
58.Главные пути повышения безопасности атомной энергетики.
59.Основные положения вероятностного анализа безопасности АЭС при
проектировании.
60.Водо-водяные реакторы повышенной безопасности (ВПБЭР640,
ВВЭР1000, АСТ500, АТЭЦ150).
61.Высокотемпературные гелиевые реакторы повышенной безопасности,
ГТМГР.
62.Основные принципы обеспечения безопасности автономных атомных
энергоисточников малой мощности.
63.Роль персонала при обеспечении безопасности ЯЭУ (человеческий фактор).
64.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 y  x x 3 ln x  2 в точке x = 2 равна:
1) – 1,24
2) 0
3) 4,41
4) 8,44
2
d y
dy
А2. Общим решением уравнения
 13  36 y  0 является следующее выражение:
2
dx
dx
9x
4x
6x
2x
1) y = C1e +C2e
2) y = C1e +C2e
3) y = C1e9x +C2xe9x
4) y = C1cos6x + C2sin6x
2
d y
dy
А3. Общим решением уравнения x 2
x
 x 2  4y  0 является следующее
2
dx
dx
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  a 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;
2) надтепловые нейтроны движутся в процессе замедления, тепловые – в процессе диффузии;
3) надтепловые и тепловые нейтроны движутся в процессе диффузии;
4) надтепловые и тепловые нейтроны движутся в процессе замедления.
Дайте развернутый ответ на следующие вопросы
1. Записать формулу четырех сомножителей. Дать расшифровку всех входящий величин.
2. Физический смысл коэффициента φ.
3. Физический смысл макроскопического сечения взаимодействия.
4. Сущность модели ядерных оболочек.
5. Что общего и в чем различие упругого и потенциального рассеяния?
6. Область применимости уравнения возраста.
Вопросы входного контроля (8 семестр)
1. Определение и виды энергии.
2. Преимущества реакции деления перед реакцией окисления углерода.
3. Преимущества ядерной энергетики.
4. Классификация ядерных реакторов по назначению.
5. Классификация ядерных реакторов по энергии нейтронов.
6. Классификация ядерных реакторов по типу теплоносителя.
7. Классификация ядерных реакторов по типу замедлителя.
8. Состав и материалы активной зоны.
9. Классификация ядерных реакторов по компоновке активной зоны.
10.Преобразование энергии в ядерных реакторах.
11.Определение нуклида, нуклона, изобара, изотона.
12.Дефект масс.
13.Энергия связи.
14.Энергетический баланс ядерной реакции.
15.Уровни энергии ядра.
16.Свойства радиоактивных ядер.
17.Закон радиоактивного распада.
18.Упругое рассеяние нейтрона в поле ядерных сил.
19.Неупругое рассеяние нейтрона в поле ядерных сил.
20.Механизм взаимодействия через образование составного ядра.
21.Реакции поглощения.
22.Реакция деления.
23.Воспроизводящие и делящиеся нуклиды.
24.Механизм реакции деления.
25.Распределение энергии, высвобождающейся при делении.
26.Энергетическое распределение нейтронов деления.
27.Сечение ядерных реакций.
28.Макроскопическое сечение взаимодействия.
29.Трехгрупповое деление энергии нейтронов.
30.Закон ослабления потоков нейтрона в веществе.
31.Параметры среднего нейтрона в диффузионном приближении.
32.Изотропия и анизотропия рассеяния нейтронов.
33.Нестационарное уравнение диффузии.
34.Стационарное уравнение диффузии.
35.Длина диффузии.
36.Упрощающие допущения в теории замедления.
37.Параметры замедления.
38.Средняя логарифмическая потеря энергии.
39.Спектр замедляющихся нейтронов.
40.Пространственное распределение замедляющихся нейтронов.
41.Возраст нейтронов.
42.Метод многих групп.
43.Коэффициент размножения для бесконечной среды.
44.Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
45.Вероятность избежать резонансного захвата.
46.Коэффициент использования тепловых нейтронов.
47.Число нейтронов, образующихся при поглощении одного теплового
нейтрона.
48.Эффективный коэффициент размножения.
49.Критические размеры реактора.
50.Критические размеры реактора.
51.Уравнение реактора в диффузионно–возрастном приближении.
52.Уравнение реактора для параллелепипеда.
53.Уравнение реактора для цилиндра.
54.Уравнение реактора для сферы.
55.Геометрический параметр ядерного реактора.
56.Коэффициентом усреднения потока нейтронов.
57.Профилирование активной зоны.
58.Значение отражателя для активной зоны.
59.Распределение потоков нейтронов в реакторе с отражателем.
60.Эффективные размеры активной зоны.
61.Процессы, обуславливающие нестационарное состояние реактора.
62.Избыточный коэффициент размножения.
63.Реактивность реактора.
64.Запас реактивности реактора.
65.Основные допущения теории кинетики реакторов.
66.Реактор на мгновенных нейтронах.
67.Реактор с запаздывающими нейтронами.
68.Формула обратных часов.
69.Режимы изменения реактивности для устойчивой работы реактора.
7.2. Вопросы и задачи текущего контроля
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 k  =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:
 
sin  z 

2
.
405



H 




1) Ф0 J 0 
2) Ф0 cos z 
3) Ф0 sin  z 
4) Ф0 
r
H
H
z
H






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:
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
1. Условия осуществления цепной ядерной реакции.
2. Понятие о критических параметрах.
3. Делящиеся материалы.
4. Воспроизводящие материалы.
5. Характеристика продуктов деления.
6. Принципы классификации ядерных реакторов.
7. Основные параметры атомов и атомных ядер.
8. Устойчивость атомных ядер.
9. Альфа–распад.
10.Бета–распад.
11.Свойства ядерных сил.
12.Модели ядер. Капельная модель.
13.Основные соотношения радиоактивного распада.
14.Радиоактивные семейства.
15.Излучение возбужденных ядер.
16.Столкновительные реакции прямого взаимодействия и
составного ядра.
17.Свойства нейтронов.
18.Классификация нейтронных реакций.
19.Геометрическое и эффективное сечение взаимодействия.
20.Скорость ядерных реакций.
21.Микроскопические и макроскопические сечения.
22.Закон ослабления для нейтронов.
23.Особенности взаимодействия с ядрами быстрых нейтронов.
24.Энергетическая зависимость сечения взаимодействия.
25.Зависимость сечения взаимодействия от параметров ядра.
26.Влияние ядерных реакций с вылетом двух и более нуклонов.
27.Особенности неупругого рассеяния нейтронов.
образование
28.Резонансное рассеяние нейтронов.
29.Формула Брейта–Вигнера.
30.Эффект Доплера.
31.Распределение нейтронов по энергиям.
32.Параметры тепловых нейтронов.
33.Условия деления ядер.
34.Вынужденное и спонтанное деление.
35.Временные стадии процесса деления.
36.Распределение энергии деления по продуктам реакции.
37.Продукты реакции деления.
38.Нейтроны деления.
39.Формула четырех сомножителей.
40.Коэффициент размножения на быстрых нейтронах.
41.Вероятность избежать резонансного захвата.
42.Коэффициент использования тепловых нейтронов.
43.Коэффициент выхода вторичных нейтронов.
44.Резонансный интеграл поглощения.
45.Эффективный резонансный интеграл.
46.Блок–эффект.
47.Оптимизация размножающих сред.
48.Основы теории диффузии.
49.Основные понятия диффузионного приближения.
50.Параметры нейтронных полей.
51.Транспортные параметры.
52.Методы
описания
пространственно–энергетических
распределений
нейтронов.
53.Диффузионная плотность тока.
54.Коэффициент диффузии.
55.Уравнение диффузии.
56.Граничные условия для уравнения диффузии.
57.Решение уравнения диффузии.
58.Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в
однородной бесконечной среде.
59.Решение уравнения диффузии для точечного источника нейтронов в
однородной конечной среде.
60.Принципы суперпозиции источников нейтронов.
61.Распределение плотности потока нейтронов от бесконечного плоского
источника.
62.Длина диффузии.
63.Модельные представления процесса замедления нейтронов.
64.Связь параметров упругого рассеяния в различных системах отсчета.
65.Закон рассеяния.
66.Средние потери энергии.
67.Логарифмические параметры замедления.
68.Закон рассеяния в шкале летаргий.
69.Замедление в водородосодержащих средах без поглощения.
70.Спектр Ферми.
71.Замедление в водороде с поглощением.
72.Замедление в тяжелых рассеивателях.
73.Уравнение возраста.
74.Плотность замедления нейтронов.
75.Граничные условия для уравнения замедления.
76.Физический смысл возраста нейтронов и площадь миграции.
77.Уравнение ядерного реактора в одногрупповом приближении.
78.Условие критичности гомогенного ядерного реактора без отражателя в
одногрупповом приближении.
79.Эффективный коэффициент размножения. Его интерпретация в
диффузионно-возрастном приближении.
80.Цилиндрический гомогенный ядерный реактор без отражателя в
одногрупповом
приближении:
распределение
потоков
нейтронов,
минимальный критический объем, коэффициенты неравномерности.
81.Сферический гомогенный ядерный реактор без отражателя в одногрупповом
приближении: распределение потоков нейтронов, минимальный критический
объем, коэффициенты неравномерности.
82.Гомогенный ядерный реактор без отражателя в форме параллелепипеда в
одногрупповом
приближении:
распределение
потоков
нейтронов,
минимальный критический объем, коэффициенты неравномерности.
83. Неравномерность распределения потоков нейтронов в ядерном реакторе без
отражателя. Пути ее уменьшения.
84.Гомогенный ядерный реактор с отражателем в одногрупповом приближении.
85.Условие критичности гомогенного ядерного реактора с отражателем в форме
бесконечной пластины в одногрупповом приближении: постановка задачи,
методы решения, результаты и их интерпретация.
86. Условие критичности гомогенного ядерного реактора с отражателем в форме
сферы в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения,
результаты и их интерпретация.
87. Условие критичности гомогенного цилиндрического ядерного реактора с боковым
отражателем в одногрупповом приближении: постановка задачи, методы решения,
результаты и их интерпретация.
88.Условие критичности гомогенного цилиндрического ядерного реактора с
торцевым отражателем в одногрупповом приближении: постановка задачи,
методы решения, результаты и их интерпретация.
89.Пространственное распределение потоков нейтронов в гомогенном ядерном
реакторе в одногрупповом и двухгрупповом приближениях: условия
формирования потоков, сравнительный анализ.
90.Эффективная добавка за счет отражателя для реакторов различной формы в
одногрупповом приближении.
91.Метод многих групп. Многогрупповые уравнения.
92.Принципы построения систем групповых констант.
93.Выбор числа групп в рамках многогруппового приближения.
94.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.
95.Гомогенный ядерный реактор в форме сферы с отражателем в
двухгрупповом приближении: постановка задачи, методы решения,
результаты и их интерпретация, в т.ч. условие критичности.
96.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.
97.Методы расчета гомогенного ядерного реактора, окруженного со всех сторон
отражателем.
98.Преимущества и недостатки гетерогенных ядерных реакторов.
99. Компоновки активной зоны гетерогенных ядерных реакторов различных типов.
Основные подходы при расчетах нейтронно-физических характеристик
гетерогенных ядерных реакторов.
100. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке простой
решетки гетерогенных ядерных реакторов с источником тепловых нейтронов
в одной зоне.
101. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке простой
решетки гетерогенных ядерных реакторов с источником тепловых нейтронов
в обеих зонах.
102. Коэффициент использования тепловых нейтронов в ячейке сложной решетки
гетерогенных ядерных реакторов.
103. Коэффициенты формулы четырех сомножителей в гетерогенных и
гомогенных ядерных реакторах.
104. Вероятность избежать резонансного захвата в решетках гетерогенных
ядерных реакторов различного типа.
105. Коэффициент размножения на быстрых нейтронах в решетках гетерогенных
ядерных реакторов различного типа.
106. Оптимизация параметров ядерного реактора при физическом расчете.
107. Экспериментальные методы определения критических параметров ядерных
реакторов. Метод обратного умножения.
108. Экспериментальные методы определения критических параметров ядерных
реакторов. Метод экспоненциальной призмы.
109. Нейтронно-физические особенности уран-водных ядерных реакторов.
110. Нейтронно-физические особенности уран-графитовых ядерных реакторов.
111. Среднее время жизни нейтронов одного поколения.
112. Нестационарное уравнение диффузии.
113. Период реактора.
114. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора.
115. Эффективная доля запаздывающих нейтронов.
116. Нестационарное диффузионное уравнение с учетом запаздывающих
нейтронов.
117. Реактивность реактора. Единицы измерения. Запас реактивности.
118. Большие и малые реактивности.
119. Анализ переходного процесса при положительном скачке реактивности.
120. Анализ переходного процесса при отрицательном скачке реактивности.
121. Условия мгновенной критичности.
122. Отравление реактора ксеноном.
123. Стационарное отравление ксеноном. Предельное стационарное отравление.
124. Влияние мощности реактора на стационарное отравление.
125. “Йодная яма”.
126. Необходимое условие для накопления ксенона после остановки реактора.
127. Влияние отравления на реактивность.
128. Кинетика отравления при переходе на больший уровень мощности.
129. Кинетика отравления при понижении мощности реактора.
130. Соотношение между равновесными концентрациями йода и ксенона при
увеличении мощности при ужесточении спектра нейтронов.
131. Радикальные методы уменьшения отрицательного эффекта “йодной ямы”.
132. Пространственные ксеноновые колебания мощности в объеме активной
зоны реактора.
133. Отравление самарием.
134. Стационарное отравление самарием.
135. Кинетика отравления самарием после включения реактора. “Прометиевый
провал”.
136. Изменение реактивности из–за отравления ксеноном и самарием после
остановки реактора.
137. Нестационарное отравление самарием при изменении мощности реактора.
138. Шлакование реактора
139. Последовательные поглощения нейтронов.
140. Влияние шлакования на реактивность.
141. Выгорание урана и накопление плутония.
142. Глубина выгорания ядерного топлива.
143. Воспроизводство ядерного топлива.
144. Зависимость плутониевого коэффициента от параметров решетки.
145. Время удвоения количества делящихся нуклидов.
146. Учет отравления, шлакования и выгорания ядерного топлива при расчете
ядерного реактора.
147. Изменение коэффициента размножения со временем.
148. Изменение коэффициента воспроизводства со временем.
149. Применение выгорающих поглотителей для компенсации.
150. “Борный” выбег.
151. Влияние нагрева материалов на физические параметры реактора.
152. Температурный эффект реактивности.
153. Температурный коэффициент реактивности.
154. Особенности температурного эффекта реактивности с борным
регулированием.
155. Ядерный температурный эффект реактивности. Составляющие эффекта.
156. Плотностной эффект реактивности. Составляющие эффекта.
157. Соотношение между ядерным температурным эффектом реактивности и
плотностным температурным эффектом реактивности в реакторах типа ВВЭР.
158. Мощностной эффект реактивности. Использование мощностного эффекта
реактивности для получения дополнительного энергозапаса.
159. Паровой эффект реактивности в реакторе типа РБМК и ВВЭР.
160. Температурные эффекты реактивности в быстрых реакторах.
161. Динамический мощностной коэффициент реактивности.
162. Физические условия устойчивости реактора.
163. Стабилизирующие факторы.
164. Анализ безопасности. Детерминистский подход.
165. Вероятностная оценка безопасности.
166. 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.
167. Мощность ЯР после высвобождения ρ>0 увеличилась за 1 мин от 10 до 27%
NHOM. Чему равен Т(2) (период удвоения)?
168. Чем определяется поведение ЯР в двух случаях: а) при ρ=+0,002; б) при ρ= 0,002?
169. 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.
170. 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).
171. Оценить во сколько раз больше стационарное отравление Хе в ЯР с
тепловым спектром нейтронов, чем с надтепловым.
172. 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.
173. Реактор в течение многих суток работал на 100% NHOM. Можно ли снизить
мощность до 40% при ρзап =1,5% ?
174. Реактор работает с начала кампании на мощности 80% NHOM. Через какое
время наступит ρ0Sm?
175. Совместное воздействие ксенона и самария на реактивность реактора при
Ф>104 н/см2·с.
176. ЯР выработал 50000 МВт·ч. Сколько шлаков накопилось в активной зоне?
177. Сколько выгорает урана-235 и плутония-239 при получении 1 МВт·сут
энергии в ЯР на тепловых нейтронах?
178. Сколько 239Рu образуется за год работы АЭС, имеющей КВ=0,7.
179. Реактор после пуска из разотравленного состояния работал на 7V=100% в
течение 15 часов. Чему равно отравление Хе через 6 часов после остановки.
180. Реактор работал на мощности 75% NHOM более 20 суток. Определить ρзап
через 50 часов после остановки.
181. Какой дополнительный эффект можно получить при снижении средней
рабочей температуры на 500С (от 2500С) для ЯР с различными
температурными эффектами?
182. С какой скоростью увеличивается реактивность при равномерном
снижении температуры от 250 до 2000С за 1 час?
183. ЯР имеет Фном>4·1014 н/см2·с. Стационарное отравление Хе для ρ0Xe= 4,5%, йодная яма ρи.я.= -5,5%, прометиевый провал ρпм =-6%. Как будет
изменяться ρзап вследствие изменения концентрации Хе и Sm после
остановки реактора, который работал более 10 суток на Nном?
184. В ЯР, имеющем мощностной эффект, (рис.конспект лекций) на N=60%
увеличили расход с G1 до G2. Как при этом изменяется ρ и динамические
свойства ЯР?
185. Как изменится мощность ЯР в режиме саморегулирования при
отрицательном αт в случае: а) уменьшения расхода теплоносителя через
активную зону; б) понижения температуры воды второго контура на входе в
ПГ?
186. Ядерный реактор попал в йодную яму. Какую температуру лучше
поддерживать, чтобы скорее пустить ЯР, т.е. уменьшить время вынужденной
стоянки.
187. Реактор работал на NHOM в течение 20 суток. Как изменится рзап из-за
отравления Хе и Sm полсе остановки ЯР. Представить графически.
188. Реактор работал на мощности 50% 4 суток, потом мощность увеличили до
100% NHOM. Определить изменение ρзап после увеличения мощности.
189. Реактор работал на 100% NHOM при установившемся стационарном
отравлении Хе ρ0Xe =1%. Как снизить мощность до 50% NHOM, чтобы ЯР не
попал в йодную яму? Представить графически.
190. 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%.
191. Современное состояние и перспективы развития атомной энергетики в
мире.
192. Экологические проблемы, связанные с развитием атомной энергетики.
193. Среднее время жизни нейтронов одного поколения.
194. Нестационарное уравнение диффузии.
195. Период реактора.
196. Влияние запаздывающих нейтронов на период реактора.
197. Эффективная доля запаздывающих нейтронов.
198. Нестационарное диффузионное уравнение с учетом запаздывающих
нейтронов.
199. Реактивность реактора. Единицы измерения. Запас реактивности.
200. Большие и малые реактивности.
201. Анализ переходного процесса при положительном скачке реактивности.
202. Анализ переходного процесса при отрицательном скачке реактивности.
203. Условия мгновенной критичности.
204. Анализ кинетики при изменении реактивности по линейному закону.
205. Отравление реактора ксеноном.
206. Стационарное
отравление
ксеноном.
Предельное
стационарное
отравление.
207. Кинетика отравления в первый период работы реактора на заданной
мощности.
208. Влияние мощности реактора на стационарное отравление.
209. “Йодная яма”.
210. Необходимое условие для накопления ксенона после остановки реактора.
211. Влияние отравления на реактивность.
212. Кинетика отравления при переходе на больший уровень мощности.
213. Кинетика отравления при понижении мощности реактора.
214. Соотношение между равновесными концентрациями йода и ксенона при
увеличении мощности при ужесточении спектра нейтронов.
215. Радикальные методы уменьшения отрицательного эффекта “йодной ямы”.
216. Пространственные ксеноновые колебания мощности в объеме активной
зоны реактора.
217. Отравление самарием.
218. Стационарное отравление самарием.
219. Кинетика отравления самарием после включения реактора. “Прометиевый
провал”.
220. Изменение реактивности из–за отравления ксеноном и самарием после
остановки реактора.
221. Нестационарное отравление самарием при изменении мощности реактора.
222. Шлакование реактора
223. Последовательные поглощения нейтронов.
224. Влияние шлакования на реактивность.
225. Выгорание урана и накопление плутония.
226. Глубина выгорания ядерного топлива.
227. Воспроизводство ядерного топлива.
228. Зависимость плутониевого коэффициента от параметров решетки.
229. Время удвоения количества делящихся нуклидов.
230. Учет отравления, шлакования и выгорания ядерного топлива при расчете
ядерного реактора.
231. Изменение коэффициента размножения со временем.
232. Изменение коэффициента воспроизводства со временем.
233. Применение выгорающих поглотителей для компенсации.
234. “Борный” пробег.
235. Свойства выгорающих поглотителей.
236. Эффект самоэкранирования выгорающих поглотителей.
237. Влияние нагрева материалов на физические параметры реактора.
238. Температурный эффект реактивности.
239. Температурный коэффициент реактивности.
240. Зависимость сечения от температуры. Температура нейтронного газа.
241. Кривые температурного эффекта реактивности.
242. Особенности температурного эффекта реактивности с борным
регулированием.
243. Ядерный температурный эффект реактивности. Составляющие эффекта.
244. Анализ составляющих ядерного температурного эффекта реактивности.
245. Плотностной эффект реактивности. Составляющие эффекта.
246. Анализ
составляющих
плотностного
температурного
эффекта
реактивности.
247. Соотношение между ядерным температурным эффектом реактивности и
плотностным температурным эффектом реактивности в реакторах типа
ВВЭР.
248. Получение различных форм кривой температурного эффекта
реактивности.
249. Мощностной эффект реактивности.
250. Использование мощностного эффекта реактивности для получения
дополнительного энергозапаса.
251. Паровой эффект реактивности в реакторе типа РБМК.
252. Паровой эффект реактивности в реакторе типа ВВЭР.
253. Температурные эффекты реактивности в быстрых реакторах.
254. Особенности физики быстрых реакторов.
255. Кинетики реактора в энергетических режимах работы.
256. Анализ кинетики с температурной обратной связью.
257. Предельный выбег мощности.
258. Динамический мощностной коэффициент реактивности.
259. Изменение коэффициента реактивности по мере выгорания топлива
(реактор РБМК).
260. Физические условия устойчивости реактора.
261. Стабилизирующие факторы.
262. Режимы перегрузок ядерного топлива.
263. Подкритический коэффициент умножения.
264. Важнейшие задачи физического пуска.
265. Калибровка стрежней управления.
266. Эксплуатационный пуск реактора.
267. Разогрев реактора и вывод на заданный уровень мощности.
268. Остановка и расхолаживание реактора.
269. Особенности реактора АСТ–500.
270. Анализ безопасности. Детерминистский подход.
271. Вероятностная оценка безопасности.
272. Критерий безопасности. Риск от АЭС.
8. Учебно-методическое и информационное обеспечение дисциплины
Основная литература
1. Бать Г.А., Бартоломей Г.Г., Байбаков В.Р., Алтухов М.С. Основы теории и
методы расчета ядерных энергетических реакторов. М.: ЭА, 1989.
2. Владимиров В.И. Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов.
М.: ЭА, 1986.
3. Галанин А.Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых
нейтронах. Учебное пособие. – М.: ЭА, 1984.
4. Фейнберг С.М., Шихов С.Б., Троянский В.В. Теория ядерных реакторов. т.1.
– М.: Атомиздат, 1978.
5. Ганев И. Физика и расчет реактора. М.: Энергоиздат, 1981.
6. Усынин Г.В., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. Учебное
пособие. – М.: ЭА, 1985.
7. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: ЭА, 1985.
8. Саркисов А.А., Пучков В.Н. Физика переходных процессов в ядерных
реакторах. М.: ЭА, 1983.
9. Самойлов О.В. и др. Безопасность ядерных энергетических установок. М.:
ЭА, 1989.
Дополнительная литература
1. Кузнецов А.В. Судовые ядерные реакторы. Л.: Судостоение, 1988.
2. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М.: ИЛ,
1961.
3. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: ИЛ, 1954.
4. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1974.
5. Галанин А.Д. Теория гетерогенного реактора. М.: Атомиздат, 1971.
6. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: ЭА, 1987.
7. Кесслер. Ядерная энергетика. М.: ЭА, 1986.
8. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентан Дж., Браун Ч. Справочник по ядерной
энергетике. М.: ЭА, 1989.
9. Сойгин М.Ф. Судовые ядерные реакторы. М.: Судостроение, 1957.
10.Мегреблиан Р., Холмс Д. Теория реакторов. М.: ИЛ, 1962.
11.Кипин Дж. Р. Физические основы кинетики ядерных реакторов. М.:
Атомиздат, 1967.
12.Хетрик Д. Динамика ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1975.
Учебно–методические пособия
1. Смиренский О.В. Методы расчета ядерных реакторов: Учебное пособие.
Томск: ТПУ, 1998
2. Долматов О.Ю., Демянюк Д.Г. Физика и расчет ядерного реактора.
Лабораторный практикум: Учебное пособие для студентов специальности
«Ядерные реакторы и энергетические установки», Томск: ТПУ, рег. №207
от 22.12.2000
3. Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Смирнов В.Е. Лабораторный практикум
“Детектикование нейтронов”. М.: Изд–во МИФИ, 1990.
4. Климов А.Н. Обработка результатов реакторного эксперимента. Учебное
пособие. Москва, МИФИ, 1987.
5. Колпаков Г.Н. Ядерно–топливные материалы. Учебное пособие. Томск,
ТПУ, 1997.
6. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Колпаков Г.Н. Нейтроннофизический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах.
Учебное пособие, рекомендовано Советом УМО направления 651000
«Ядерные физика и технологии». Томск: изд-во ТГУ, 2002.
7. Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Обеспечение безопасности АЭС. Учебное
пособие, Томск, ТПУ, 1997.
8. Кошелев Ф.П. Из истории атомной науки и техники. Учебное пособие.
Томск, ТПУ, 1997.
9. Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. Экологические аспекты атомной энергетики.
Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1997.
10.Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Что необходимо знать каждому человеку о
радиации. Томск. Изд–во “Красное знамя”, 1993.
11.Андреев О.В., Бойко В.И., Кошелев Ф.П. и др. Методическое пособие для
дипломников специальности 070500. Томск, ТПУ, 1993.
12.Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АЭС
при проектировании Р210.002–90. Атомэнергопроект, М., 1990.
13.Анализ ошибок персонала при проведении вероятностной оценки
безопасности АСТ. Нижний Новгород, 1992.
14.Реакторная установка АСТ–500. Безопасность и экономичность. Нижний
Новгород, 1991.
15.Применение ЭВМ в курсовом проектировании. Учебное пособие. Томск,
ТПУ, каф. 21, 1995.
16.Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Колчин А.Е. Нужна ли АСТ Томскому региону?
Экология, экономика, безопасность. Томск, изд–во “Орбита”, 1995.
17.Программа подготовки на рабочее место инженера управления. Реакторный
завод БН–350, НВАЭС, 1978, 1980.
18.Бойко В.И, Кошелев Ф.П. Аргументы и проблемы атомной энергетики.
Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие.
Томск, 2001.
19.Шаманин И.В., Кошелев Ф.П., Ухов А.А. Торий в ядерных реакторах:
физика, технология, безопасность. Учебное пособие. Томск, 20001.
20.Кошелев Ф.П., Шаманин И.В., Алтухов Д.Е. Расчет нестационарных и
переходных нейтронно-физических процессов в реакторе на тепловых
нейтронах. Учебное пособие. Томск, ТПУ, 1998.
21.Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Селиваникова О.В., Демянюк Д.Г. 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)
В.И. Бойко
О.Ю. Долматов
Ю.Б. Чертков
М.С. Кузнецов
А.О. Семенов
Рецензент(ы) __________________________