Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки водо-водяних реакторів ч.1
Освітня програма: Ядерна енергетика
Структурний підрозділ: Фізичний факультет
Назва дисципліни
Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки водо-водяних реакторів ч.1
Код дисципліни
ОК7
Тип модуля
Обов’язкова дисципліна для ОП
Цикл вищої освіти
Другий
Рік навчання
2023/2024
Семестр / Триместр
1 Семестр
Кількість кредитів ЕСТS
6
Результати навчання
1.1 Знати моделі теплогідравліки у двофазних потоках алгоритми чисельного розв’язання крайових задач теплогідравліки двофазних потоків, структуру та особливості моделей теплогідравлічних елементів спеціалізованих кодів
2.1 Вміти проводити розрахунки теплогідравлічних систем засобами коду Сathare 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 викладання навчальної дисципліни “Застосування розрахункових кодів для аналізу безпеки реакторів PWR ч.1” є надання студентам:
- знань з теплогідравліки двофазних потоків, характеристик аварійних перехідних процесів в ядерних енергетичних установках, комп’ютерного моделювання теплогідравлічних систем, виконання теплогідравлічних розрахунків засобами сучасних кодів, що застосовуються в аналізах безпеки;
- формування навичок проведення комп’ютерного моделювання теплогідравлічних систем, виконання теплогідравлічних розрахунків перехідних аварійних процесів в АЕС з реакторами PWR, аналізу отриманих результатів;
- 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. Теорія тепломасообміну: Посібник для університетів/ С.І.Ісаєв, І.О. Кожинов, В.І. Кофанов та інші; під ред. А.І. Леонтьєва/ 1997.-683 с.
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.
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
Кафедри
Наступні кафедри задіяні у викладанні наведеної дисципліни