Основы физики ядерных реакторов

Этот курс основан на курсе «Теория переноса нейтронов», который преподавался в Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ» в течение последних 20 лет. Результаты обучения курса: ·         Определения основных процессов, которые могут проходить в активной зоне реактора, законы, уравнения и пределы применимости моделей, описывающих нейтронное поле в реакторе; ·         Демонстрация практического опыта в расчетах распределения нейтронов в средах; ·         Демонстрация анализа процессов замедления нейтронов в различных средах (типичных для ядерных реакторов деления) с точки зрения понимания физики процесса;

Курс идет на английском языке. Структура курса: Модуль 1. Введение в процессы взаимодействия нейтронов с ядрами среды Секция 1.1 Свойства свободного нейтронного и ядерного деления ·         Описание свойств свободных нейтронов и их классификаций ·         Определение основной ядерной реакции - источников нейтронов ·         Определение основных свойств ядерного деления   Секция 1.2. Взаимодействие нейтронов с веществом ·         Определение основного процесса взаимодействия нейтронов с ядрами среды ·         Определение микроскопического и макроскопического сечения и длины свободного пробега   Секция 1.3. Нейтронное поле и основные функции для его описания. ·         Определение нейтронного потока, тока, односторонних токов и вектора тока ·         Расчет функций в простых случаях   Модуль 2. Пространственное распределение нейтронов в среде Секция 2.1. Теория диффузии. Диффузионное уравнение и закон Фика ·         Определение основных приближений теории диффузии - закона Фика и уравнения диффузии ·         Объясните каждый член в уравнении диффузии   Секция 2.2.Решения диффузионного уравнения в разных геометриях ·         Определение начальных и граничных условий для поиска решение ·         Поиск решений уравнения диффузии в разных геометриях ·         Интерпретация решений из физического смысла   Секция 2.3. Решения диффузионного уравнения в размножающей среде ·         Поиск и интерпретация решения в размножающей среде ·         Определение материального и геометрического параметра, коэффициент размножения ядерного реактора   Модуль 3. Энергетическое распределение нейтронов Секция 3.1. Основные принципы замедления нейтронов ·         Зачем замедлять нейтроны ·         Объяснение, какая ядерная реакция лучше всего замедляет ·         Объяснение основных принципов упругого рассеяния - диапазона энергий после столкновения, частотной функции, средней потери энергии за одно столкновение и т.д.   Секция 3.2. Нейтронный спектр в непоглощающей среде ·         Летаргия нейтронов ·         Уравнение замедления ·         Поиск решения в непоглощающей среде   Секция 3.3. Нейтронный спектр в поглощающей среде ·         Объяснение зависимости поглощающего сечения от энергии ·         Определение эффекта Доплера, плотности замедления, вероятности избежать поглощения на резонансах ·         Поиск решения уравнения замедления в поглощающей среде   Секция 3.4. Термализация нейтронов ·         Определение основных принципов поведения нейтронов в тепловом диапазоне ·         Спектр Максвелла ·         Определение усредненного сечения, фактора Вескотта и его зависимости от температуры окружающей среды.   Секция 3.5. Многогрупповой метод ·         Определение энергетической группы ·         Определение принципов получения усредненного сечения ·         Объяснение мультигруппового приближения ·         Поиск решения групповых уравнений диффузии