Переходные процессы в ядерных реакторах

Курс необходим студентам, изучающим конструкции и основы эксплуатации ядерных реакторов. Кроме того, он может быть полезен специалистам АЭС при подготовке на должности, связанные с непосредственным управлением ядерным реактором либо с выполнением нейтронно-физических расчётов (например, на блоках ВВЭР – ведущий инженер управления реактором, начальник смены блока, инженер ядерно-физической лаборатории и другие). Курс основан на опыте преподавания физики и кинетики ядерных реакторов студентам ВИТИ НИЯУ МИФИ, а также преподавания курса «Основы физики реактора ВВЭР-1000» оперативному персоналу Ростовской АЭС.

Модуль 1 – Вводный. Предмет кинетики ядерных реакторов Модуль 2 – Кинетика на мгновенных нейтронах Модуль 3 – Запаздывающие нейтроны в ядерном реакторе Модуль 4 – Запаздывающие нейтроны и СЦР деления Модуль 5 – Кинетика реактора на запаздывающих нейтронах Модуль 6 – Запаздывающие нейтроны и период реактора Модуль 7 – Уравнения кинетики реактора с обратными связями Модуль 8 – Моделирование кинетики реактора с обратными связями Модуль 9 – Особенности подкритического состояния реактора Модуль 10 – Кинетика подкритического реактора и его пуск Модуль 11 Выгорание и наработка топлива в ядерных реакторах. Уравнения изотопной кинетики Модуль 12 Воспроизводство топлива. Коэффициент воспроизводства и его оценка. Модуль 13 Уран-плутониевый топливный цикл. Рециклирование урана и плутония из ОЯТ. Модуль 14 Особенности уран-ториевого топливного цикла Модуль 15 – Отравление реакторов ксеноном-135 Модуль 16 – Описание ксеноновых процессов в документации реактора ВВЭР Модуль 17 – Ксеноновые колебания мощности и поля энерговыделения Модуль 18 – Отравление реактора самарием-149