Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки водо-водяних реакторів ч.2
Освітня програма: Ядерна енергетика
Структурний підрозділ: Фізичний факультет
Назва дисципліни
Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки водо-водяних реакторів ч.2
Код дисципліни
ОК13
Тип модуля
Обов’язкова дисципліна для ОП
Цикл вищої освіти
Другий
Рік навчання
2018/2019
Семестр / Триместр
2 Семестр
Кількість кредитів ЕСТS
6
Результати навчання
1.1 Знати алгоритми чисельного розв’язання крайових задач теплогідравліки двофазних потоків, структуру та особливості моделей теплогідравлічних елементів спеціалізованих кодів
2.1 Вміти проводити розрахунки у спеціалізованих кодах та виконувати аналіз іх результатів
Форма навчання
Очна форма
Попередні умови та додаткові вимоги
- Успішне опанування основних курсів фізики: «Механіка», «Молекулярна фізика», «Електрика», «Оптика», «Математична фізика», спеціального курсів «Основи теплогідравліки реакторних установок» та «Міцність обладнання АЕС».
- Вміти розв’язувати задачі з основних курсів фізики.
- Знати склад, призначення та характеристики основних систем ЯЕУ.
- Володіти елементарними навичками роботи на комп’ютері по пошуку інформації в мережі Інтернет.
Зміст навчальної дисципліни
Метою дисципліни «Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки реакторів PWR ч.2» є надання студентам:
- базових знань з методів комп’ютерного моделювання та розрахунків в задачах аналізу безпеки АЕС з реакторами PWR
- навичок розв’язання задач теплогідравлічного розрахунку обладнання та трубопроводів ядерних енергетичних установок на основі рівнянь тепломасообміну у двофазних потоках;
- способів аналізу результатів розрахунків і використання їх з метою аналізу безпеки експлуатації АЕС
Рекомендована та необхідна література
1. Каденко І.М., Харитонов О.М., Єрмоленко Р.В. Основи теплогідравліки реакторних установок: навч. посібник. – К.: ВПЦ «Київський університет», 2010.-359с.
2. Unified Procedure for Lifetime Assessment of Components and Piping in VVER NPPs “VERLIFE”, Version 5 – Final,EC 5th Euratom Framework Programme 1998-2002.
3. IAEA-EBP-WWER-08 Guidelines on Pressurized Thermal Shock Analysis for WWER Nuclear Power Plants // IAEA, Vienna. - 2006.
4. 20021DL11R-DBA.База даних з ядерної паропровідної установки. Запорізька АЕС. Енергоблок №5.2002.
5. CATHARE 2 v2.5_2 mod 8.1: Dictionary of Directives and Operators. DEN/DANS/DM2S/STMF/LMES/RT/11-004/A, 2011, 681p.
6. DER/SSTH/LDAS/EM/2005-034 CATHARE2 V2.5_1 : User Guidelines, 2006 – 187p.
Заплановані освітні заходи та методи викладання
Лекційна демонстрація; практичні заняття, самостійна робота; консультації
Методи та критерії оцінювання
семестрове оцінювання:
Змістовий модуль 1
1. Усна відповідь за завданням самостійної роботи або відповідь на запитання протягом лекції (максимум – 4 бали).
2. Виконання практичних завдань(максимум – 16 балів)
3. Модульна контрольна робота – максимум 10 балів
Змістовий модуль 2
1. Усна відповідь за завданням самостійної роботи або відповідь на запитання протягом лекції (максимум – 4 бали).
2. Виконання практичних завдань (максимум – 16 балів)
3. Колоквіум – максимум 10 балів
- Підсумкове оцінювання у формі іспиту
Мова викладання
українська
Викладачі
Ця дисципліна викладаеться наступними викладачами
Олексій
Михайлович
Харитонов
Кафедра комп'ютерних методів механіки і процесів керування
Механіко-математичний факультет
Механіко-математичний факультет
Кафедри
Наступні кафедри задіяні у викладанні наведеної дисципліни
Кафедра комп'ютерних методів механіки і процесів керування
Механіко-математичний факультет