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
2023/2024
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

Кафедри

Наступні кафедри задіяні у викладанні наведеної дисципліни