Ядерные реакторы и материалы – Специальность Ядерные реакторы и материалы в Уральский федеральный университет
- Комментариев к записи Ядерные реакторы и материалы – Специальность Ядерные реакторы и материалы в Уральский федеральный университет нет
- Советы абитуриенту
Вузы России со специальностью ядерные реакторы и материалы – 14.05.01 на 2018 год
Наилучший результат у МГТУ им. Н.Э. Баумана – 3-ее место в рейтинге вузов Москвы. Всего в России 8 вузов со специальностью 14.05.01. «Ядерные реакторы и материалы» занимает 121-ое место в рейтинге специальностей.место в РФ | очки
5-ое 605.4
место в РФ | очки
6-ое 590.1
место в РФ | очки
14-ое 548.3
подразделение:институт энергетики и транспортных систем
предметы:математика, русский язык, физика
форма
очная
места
20
стоимость
211 000
баллы егэ
197
место в РФ | очки
15-ое 547.0
место в РФ | очки
58-ое 491.7
подразделение:институт ядерной энергетики и технический физики (ИЯЭиТФ)
предметы:математика, русский язык, физика
форма
очная
места
20
стоимость
162 694
баллы егэ
225
место в РФ | очки
358-ое 382.9
возраст
23 года
место в РФ | очки
542-ое 341.2
место в РФ | очки
576-ое 333.8
vuzoteka.ru
Ядерные реакторы и материалы (14.05.01) специалитет
Описание
Специалитет по данному направлению предполагает изучение дисциплин в течение шести с половиной лет на заочной или вечерней форме. За это время студенты научатся:
- анализировать, изучать научную, техническую информацию, наработанный опыт отечественных и зарубежных специалистов в области разработки проектов, связанных с физикой, ядерными энергетическими установками, контролем и учетом материалов;
- математически моделировать процессы и объекты, опираясь на стандартный комплекс инструментов, применяемых в автоматизированном проектировании и исследованиях;
- проводить эксперименты, используя заданную методику, анализировать результаты и составлять описания проведенных исследований;
- составлять научные публикации, обзоры и отчеты, внедрять результаты разработок и исследований;
- измерять количественные параметры в ядерных материалах, используя разработанные методы и методики;
- создавать математические модели, обеспечивающие безопасность использования ядерных установок и материалов;
- разрабатывать методы, направленные на увеличение степени безопасности технологий, объектов и материалов в этой сфере;
- создавать системы, преобразующие ядерную и тепловую энергию в электрическую;
- использовать информационные технологии в проектной деятельности;
- анализировать технические и расчетно-теоретические разработки и учитывать их соответствие законодательным требованиям;
- организовывать и технически оснащать рабочие места, размещать технологическое оборудование;
- контролировать соблюдение безопасности в сфере производства и экологии.
Кем работать
Полученное по данной специальности образование позволяет работать инженером-конструктором ядерных энергетических установок. Многие специалисты становятся физиками-ядерщиками, проводящими свои исследования в НИИ. В их задачу входит разработка максимально безопасных способов использования ядерной энергии и процессов, с ней связанных. Перспективным местом работы являются различные АЭС, где специалисты на практике должны будут применять полученные знания. Владение иностранными языками значительно повысит шансы продолжать карьерный рост на предприятиях за границей.
Где обучаться:
vuz.edunetwork.ru
Ядерные реакторы и материалы – НИЯУ «МИФИ» — Учёба.ру
15 правил безопасного поведения в интернете
Простые, но важные правила безопасного поведения в Сети.
Институт гуманитарного образования и информационных технологий
ИГУМО — современный вуз
Российский технологический университет
Потенциал 3 университетов! Все программы, условия и главные факты.
Олимпиады для школьников
Перечень, календарь, уровни, льготы.
Закодированный мир
Зачем учить детей программированию и как это влияет на развитие?
Классная экипировка
Полезные и забавные предметы для школьников.
Московский социально-экономический институт
Профессии для общества
Кузница кадров
Самые перспективные профессии в колледжах.
Первый экономический
Рассказываем о том, чем живёт и как устроен РЭУ имени Г.В. Плеханова.
Билет в Голландию
Участвуй в конкурсе и выиграй поездку в Голландию на обучение в одной из летних школ Университета Радбауд.
Цифровые герои
Они создают интернет-сервисы, социальные сети, игры и приложения, которыми ежедневно пользуются миллионы людей во всём мире.
Английский язык
Совместно с экспертами Wall Street English мы решили рассказать об английском языке так, чтобы его захотелось выучить.
Работа будущего
Как новые технологии, научные открытия и инновации изменят ландшафт на рынке труда в ближайшие 20-30 лет
Профессии мечты
Совместно с центром онлайн-обучения Фоксфорд мы решили узнать у школьников, кем они мечтают стать и куда планируют поступать.
Экономическое образование
О том, что собой представляет современная экономика, и какие карьерные перспективы открываются перед будущими экономистами.
Гуманитарная сфера
Разговариваем с экспертами о важности гуманитарного образования и областях его применения на практике.
Молодые инженеры
Инженерные специальности становятся всё более востребованными и перспективными.
Новая педагогика
Как меняется главный педагогический вуз страны, и что такое универсальный бакалавриат.
Онлайн-образование
Можно ли получить качественное образование, не выходя из дома.
Федеральные университеты
О том, как получить образование мирового уровня в регионах России.
Табель о рангах
Что такое гражданская служба, кто такие госслужащие и какое образование является хорошим стартом для будущих чиновников.
Карьера в нефтехимии
Нефтехимия — это инновации, реальное производство продукции, которая есть в каждом доме.
www.ucheba.ru
Ядерные реакторы и материалы – НИЯУ «МИФИ» — Учёба.ру
15 правил безопасного поведения в интернете
Простые, но важные правила безопасного поведения в Сети.
Институт гуманитарного образования и информационных технологий
ИГУМО — современный вуз
Российский технологический университет
Потенциал 3 университетов! Все программы, условия и главные факты.
Олимпиады для школьников
Перечень, календарь, уровни, льготы.
Закодированный мир
Зачем учить детей программированию и как это влияет на развитие?
Классная экипировка
Полезные и забавные предметы для школьников.
Московский социально-экономический институт
Профессии для общества
Кузница кадров
Самые перспективные профессии в колледжах.
Первый экономический
Рассказываем о том, чем живёт и как устроен РЭУ имени Г.В. Плеханова.
Билет в Голландию
Участвуй в конкурсе и выиграй поездку в Голландию на обучение в одной из летних школ Университета Радбауд.
Цифровые герои
Они создают интернет-сервисы, социальные сети, игры и приложения, которыми ежедневно пользуются миллионы людей во всём мире.
Английский язык
Совместно с экспертами Wall Street English мы решили рассказать об английском языке так, чтобы его захотелось выучить.
Работа будущего
Как новые технологии, научные открытия и инновации изменят ландшафт на рынке труда в ближайшие 20-30 лет
Профессии мечты
Совместно с центром онлайн-обучения Фоксфорд мы решили узнать у школьников, кем они мечтают стать и куда планируют поступать.
Экономическое образование
О том, что собой представляет современная экономика, и какие карьерные перспективы открываются перед будущими экономистами.
Гуманитарная сфера
Разговариваем с экспертами о важности гуманитарного образования и областях его применения на практике.
Молодые инженеры
Инженерные специальности становятся всё более востребованными и перспективными.
Новая педагогика
Как меняется главный педагогический вуз страны, и что такое универсальный бакалавриат.
Онлайн-образование
Можно ли получить качественное образование, не выходя из дома.
Федеральные университеты
О том, как получить образование мирового уровня в регионах России.
Табель о рангах
Что такое гражданская служба, кто такие госслужащие и какое образование является хорошим стартом для будущих чиновников.
Карьера в нефтехимии
Нефтехимия — это инновации, реальное производство продукции, которая есть в каждом доме.
www.ucheba.ru
| Адроны | msimagelist>|
| Альфа-распад | msimagelist>|
| Альфа-частица | msimagelist>|
| Аннигиляция | msimagelist>|
| Антивещество | msimagelist>|
| Антинейтрон | msimagelist>|
| Антипротон | msimagelist>|
| Античастицы | msimagelist>|
| Атом | msimagelist>|
| Атомная единица массы | msimagelist>|
| Атомная электростанция | msimagelist>|
| Барионное число | msimagelist>|
| Барионы | msimagelist>|
| Бета-распад | msimagelist>|
| Бетатрон | msimagelist>|
| Бета-частицы | msimagelist>|
| Бозе – Эйнштейна статистика | msimagelist>|
| Бозоны | msimagelist>|
| Большой адронный коллайдер | msimagelist>|
| Большой Взрыв | msimagelist>|
| Боттом. Боттомоний | msimagelist>|
| Брейта-Вигнера формула | msimagelist>|
| Быстрота | msimagelist>|
| Векторная доминантность | msimagelist>|
| Великое объединение | msimagelist>|
| Взаимодействие частиц | msimagelist>|
| Вильсона камера | msimagelist>|
| Виртуальные частицы | msimagelist>|
| Водорода атом | msimagelist>|
| Возбуждённые состояния ядер | msimagelist>|
| Волновая функция | msimagelist>|
| Волновое уравнение | msimagelist>|
| Волны де Бройля | msimagelist>|
| Встречные пучки | msimagelist>|
| Гамильтониан | msimagelist>|
| Гамма-излучение | msimagelist>|
| Гамма-квант | msimagelist>|
| Гамма-спектрометр | msimagelist>|
| Гамма-спектроскопия | msimagelist>|
| Гаусса распределение | msimagelist>|
| Гейгера счётчик | msimagelist>|
| Гигантский дипольный резонанс | msimagelist>|
| Гиперядра | msimagelist>|
| Глюоны | msimagelist>|
| Годоскоп | msimagelist>|
| Гравитационное взаимодействие | msimagelist>|
| Дейтрон | msimagelist>|
| Деление атомных ядер | msimagelist>|
| Детекторы частиц | msimagelist>|
| Дирака уравнение | msimagelist>|
| Дифракция частиц | msimagelist>|
| Доза излучения | msimagelist>|
| Дозиметр | msimagelist>|
| Доплера эффект | msimagelist>|
| Единая теория поля | msimagelist>|
| Зарядовое сопряжение | msimagelist>|
| Зеркальные ядра | msimagelist>|
| Избыток массы (дефект массы) | msimagelist>|
| Изобары | msimagelist>|
| Изомерия ядерная | msimagelist>|
| Изоспин | msimagelist>|
| Изоспиновый мультиплет | msimagelist>|
| Изотопов разделение | msimagelist>|
| Изотопы | msimagelist>|
| Ионизирующее излучение | msimagelist>|
| Искровая камера | msimagelist>|
| Квантовая механика | msimagelist>|
| Квантовая теория поля | msimagelist>|
| Квантовые операторы | msimagelist>|
| Квантовые числа | msimagelist>|
| Квантовый переход | msimagelist>|
| Квант света | msimagelist>|
| Кварк-глюонная плазма | msimagelist>|
| Кварки | msimagelist>|
| Коллайдер | msimagelist>|
| Комбинированная инверсия | msimagelist>|
| Комптона эффект | msimagelist>|
| Комптоновская длина волны | msimagelist>|
| Конверсия внутренняя | msimagelist>|
| Константы связи | msimagelist>|
| Конфайнмент | msimagelist>|
| Корпускулярно волновой дуализм | msimagelist>|
| Космические лучи | msimagelist>|
| Критическая масса | msimagelist>|
| Лептоны | msimagelist>|
| Линейные ускорители | msimagelist>|
| Лоренца преобразования | msimagelist>|
| Лоренца сила | msimagelist>|
| Магические ядра | msimagelist>|
| Магнитный дипольный момент ядра | msimagelist>|
| Магнитный спектрометр | msimagelist>|
| Максвелла уравнения | msimagelist>|
| Масса частицы | msimagelist>|
| Масс-спектрометр | msimagelist>|
| Массовое число | msimagelist>|
| Масштабная инвариантность | msimagelist>|
| Мезоны | msimagelist>|
| Мессбауэра эффект | msimagelist>|
| Меченые атомы | msimagelist>|
| Микротрон | msimagelist>|
| Нейтрино | msimagelist>|
| Нейтрон | msimagelist>|
| Нейтронная звезда | msimagelist>|
| Нейтронная физика | msimagelist>|
| Неопределённостей соотношения | msimagelist>|
| Нормы радиационной безопасности | msimagelist>|
| Нуклеосинтез | msimagelist>|
| Нуклид | msimagelist>|
| Нуклон | msimagelist>|
| Обращение времени | msimagelist>|
| Орбитальный момент | msimagelist>|
| Осциллятор | msimagelist>|
| Отбора правила | msimagelist>|
| Пар образование | msimagelist>|
| Период полураспада | msimagelist>|
| Планка постоянная | msimagelist>|
| Планка формула | msimagelist>|
| Позитрон | msimagelist>|
| Поляризация | msimagelist>|
| Поляризация вакуума | msimagelist>|
| Потенциальная яма | msimagelist>|
| Потенциальный барьер | msimagelist>|
| Принцип Паули | msimagelist>|
| Принцип суперпозиции | msimagelist>|
| Промежуточные W-, Z-бозоны | msimagelist>|
| Пропагатор | msimagelist>|
| Пропорциональный счётчик | msimagelist>|
| Пространственная инверсия | msimagelist>|
| Пространственная четность | msimagelist>|
| Протон | msimagelist>|
| Пуассона распределение | msimagelist>|
| Пузырьковая камера | msimagelist>|
| Радиационный фон | msimagelist>|
| Радиоактивность | msimagelist>|
| Радиоактивные семейства | msimagelist>|
| Радиометрия | msimagelist>|
| Расходимости | msimagelist>|
| Резерфорда опыт | msimagelist>|
| Резонансы (резонансные частицы) | msimagelist>|
| Реликтовое микроволновое излучение | msimagelist>|
| Светимость ускорителя | msimagelist>|
| Сечение эффективное | msimagelist>|
| Сильное взаимодействие | msimagelist>|
| Синтеза реакции | msimagelist>|
| Синхротрон | msimagelist>|
| Синхрофазотрон | msimagelist>|
| Синхроциклотрон | msimagelist>|
| Система единиц измерений | msimagelist>|
| Слабое взаимодействие | msimagelist>|
| Солнечные нейтрино | msimagelist>|
| Сохранения законы | msimagelist>|
| Спаривания эффект | msimagelist>|
| Спин | msimagelist>|
| Спин-орбитальное взаимодействие | msimagelist>|
| Спиральность | msimagelist>|
| Стандартная модель | msimagelist>|
| Статистика | msimagelist>|
| Странные частицы | msimagelist>|
| Струи адронные | msimagelist>|
| Субатомные частицы | msimagelist>|
| Суперсимметрия | msimagelist>|
| Сферическая система координат | msimagelist>|
| Тёмная материя | msimagelist>|
| Термоядерные реакции | msimagelist>|
| Термоядерный реактор | msimagelist>|
| Тормозное излучение | msimagelist>|
| Трансурановые элементы | msimagelist>|
| Трек | msimagelist>|
| Туннельный эффект | msimagelist>|
| Ускорители заряженных частиц | msimagelist>|
| Фазотрон | msimagelist>|
| Фейнмана диаграммы | msimagelist>|
| Фермионы | msimagelist>|
| Формфактор | msimagelist>|
| Фотон | msimagelist>|
| Фотоэффект | msimagelist>|
| Фундаментальная длина | msimagelist>|
| Хиггса бозон | msimagelist>|
| Цвет | msimagelist>|
| Цепные ядерные реакции | msimagelist>|
| Цикл CNO | msimagelist>|
| Циклические ускорители | msimagelist>|
| Циклотрон | msimagelist>|
| Чарм. Чармоний | msimagelist>|
| Черенковский счётчик | msimagelist>|
| Черенковсое излучение | msimagelist>|
| Черные дыры | msimagelist>|
| Шредингера уравнение | msimagelist>|
| Электрический квадрупольный момент ядра | msimagelist>|
| Электромагнитное взаимодействие | msimagelist>|
| Электрон | msimagelist>|
| Электрослабое взаимодействие | msimagelist>|
| Элементарные частицы | msimagelist>|
| Ядерная физика | msimagelist>|
| Ядерная энергия | msimagelist>|
| Ядерные модели | msimagelist>|
| Ядерные реакции | msimagelist>|
| Ядерный взрыв | msimagelist>|
| Ядерный реактор | msimagelist>|
| Ядра энергия связи | msimagelist>|
| Ядро атомное | msimagelist>|
| Ядерный магнитный резонанс (ЯМР) | msimagelist>
nuclphys.sinp.msu.ru
Ядерный реактор – это… Что такое Ядерный реактор?
Ядерный реактор CROCUSЯ́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде в сентябре 1945 года[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.[2]
К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.
История
Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — Хартек — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование[3][4].
Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.
В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.
Устройство и принцип работы
Механизм энерговыделения
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Конструкция
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
Физические принципы работы
См. также основные статьи:
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:
Для этих величин характерны следующие значения:
- k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
- k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;
- k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.
Условие критичности ядерного реактора:
- , где
- есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.
- k0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.
Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.
Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.
k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:
- , где
Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.
Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.
Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu – 0,5 кг[источник не указан 793 дня]. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг[источник не указан 793 дня], несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.
С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.
Несмотря на то, что величина (e – 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.
Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ.
Иодная яма
- Основная статья: Иодная яма
Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).
Классификация
По назначению
По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5][6][7]:
- Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:
- Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.
- Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
- Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
- Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.
Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.
По спектру нейтронов
По размещению топлива
В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.
Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.
По виду топлива
- изотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238U, 233U)
- изотоп плутония 239 (239Pu), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)
- изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)
По степени обогащения:
- природный уран
- слабо обогащённый уран
- высоко обогащённый уран
По химическому составу:
По виду теплоносителя
По роду замедлителя
По конструкции
По способу генерации пара
Классификация МАГАТЭ
Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.
Материалы реакторов
Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.
| Материал | Плотность, г/см³ | Макроскопическое сечение поглощения Εм−1 | |
|---|---|---|---|
| тепловых нейтронов | нейтронов спектра деления | ||
| Алюминий | 2,7 | 1,3 | 2,5·10−3 |
| Магний | 1,74 | 0,14 | 3·10−3 |
| Цирконий | 6,4 | 0,76 | 4·10−2 |
| Нержавеющая сталь | 8,0 | 24,7 | 1·10−1 |
Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.
Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.
Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.
Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.
У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).
Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:
- К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135Xe.
- Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.
При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».
В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.
Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности.
Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.
Управление ядерным реактором
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.
Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.
На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.
Остаточное тепловыделение
Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.
Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.
Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора[8][9][10][11].
См. также
Литература
Примечания
- ↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
- ↑ Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0
- ↑ Horst Kant Werner Heisenberg and the German Uranium Project (англ.). Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science (2002). Архивировано из первоисточника 30 мая 2012. Проверено 10 февраля 2012.
- ↑ Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7
- ↑ Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X
- ↑ Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с.
- ↑ Angelo, Joseph A. Nuclear technology. — USA: Greenwood Press, 2004. — P. 275—276. — 647 p. — (Sourcebooks in modern technology). — ISBN 1-57356-336-6
- ↑ Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4
- ↑ Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7
- ↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1
- ↑ Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.
Ссылки
dic.academic.ru
Поступающим – Ядерные реакторы и установки
Кафедра Э-7
«Ядерные реакторы и установки»
Кафедра Э-7 «Ядерные реакторы и установки» была организована в 1961г. в МГТУ им. Н.Э.Баумана выдающимся ученым и инженером академиком РАН Николаем Антоновичем Доллежалем возглавлявшим кафедру до 1986г. Ее развитие в прошедшее 50-летие определяли и определяют сегодня принципы подготовки кадров для атомного энергомашиностроения, сформулированные Н.А.Доллежалем. Они включают следующие три основных положения.
1. Глубокую фундаментальную теоретическую подготовку к инженерной деятельности при изучении циклов социальных, естественно-научных и специальных дисциплин учебного плана МГТУ им. Н.Э. Баумана. Для разработки новых, совершенствования функционирующих ядерных реакторов и установок необходимы прочные знания и навыки использования ядерной и нейтронной физики, реакторной теплофизики, механики материалов, теории надежности, обеспечения радиационной и ядерной безопасности, управления, повреждения материалов, определяющих время экономически эффективной и безусловно безопасной эксплуатации ядерных объектов. Для специалистов-ядерщиков нет «лишних» дисциплин в учебном плане МГТУ им. Н.Э.Баумана. Для профессиональной деятельности необходимо освоения математики, физики, химии, информатики, инженерной графики, материаловедения, теории механизмов и машин и др. Не менее важны и безусловно приоритетные социально-гуманитарные дисциплины. Только комплекс технических и социальных компетенций обеспечит успех, карьерный рост человеку, решившему посвятить свою жизнь творческой работе в высокотехнологичной, чрезвычайно ответственной области науки и техники – области ядерных технологий.
2. Подтверждение глубины освоения теоретических знаний в процессе выполнения курсовых проектов и курсовых работ, лабораторных практикумов на физических моделях современных реакторов, их оборудования и систем; использования комплексных математических моделей процессов, сопровождающих работу ядерных энергетических установок. Лабораторные практикумы проводятся как на базе «Отраслевой лаборатории атомных реакторов» на кафедре Э7 МГТУ им. Н.Э.Баумана, так и на установках, стендах, математических моделях организаций, в интересах которых осуществляется подготовка специалистов на кафедре Э7.
Такие установки Вы будете проектировать и испытывать в ОЛАР
Первым в числе указанных организаций является ОАО «Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники» («НИКИЭТ»), носящий ныне имя Н.А.Доллежаля. На базе ОАО «НИКИЭТ» студенты проходят практики, выполняют оригинальные курсовые и дипломные проекты, участвуют в научных исследованиях, опытно-конструкторских работах, проводимых по различным направлениям.
Топливо для реактора на быстрых нейтронах
Тесные плодотворные связи сложились у кафедры Э7 с ОАО «Машиностроительный завод» (г.Электросталь), входящим в российскую корпорацию «ТВЭЛ», являющуюся одним из мировых лидеров производства ядерного топлива для энергетических реакторов различных типов, эксплуатирующихся в России, странах Европы и Азии, а также для судовых реакторов российского флота.
На базе ОАО «Машиностроительный завод» проводится уникальная конструкторско-технологическая практика, в ходе которой студенты получают информацию о технологических процессах, обеспечивающих постоянное совершенствование существующих конструкций ТВС, повышение их надежности, увеличение эксплуатационного ресурса.
Принципиально важны для кафедры многолетние эффективные связи с ОАО «Гидпропресс» (г.Подольск) – ведущим предприятием атомной промышленности, осуществляющим сложный комплекс конструкторских, расчетно-теоретических, экспериментально-исследовательских и производственных работ по созданию реакторных установок.
На ОАО «Гидропресс» проводятся демонстрационные лабораторные практикумы, выполняются курсовые и дипломные проекты, установилось эффективное сотрудничество по подготовке аспирантов, в том числе выпускников кафедры Э7.
Важным для формирования компетенций выпускников кафедры является сотрудничество с НИЦ «Курчатовский институт», который традиционно выполняет функции научного руководства разработкой ядерных объектов, изменяющиеся по мере накопления опыта и роста квалификации организаций Главного конструктора и Проектанта. Конструктивная направленность подготовки оказывается востребованной во многих сферах деятельности НИЦ «КИ». Достаточное число выпускников Э7 успешно выполняют дипломные проекты, работают, обучаются в аспирантуре НИЦ «КИ».
3. Участие кафедры в научных исследованиях, опытно-конструкторских работах, проводимых в Госкорпорации «Росатом», организациях, выполняющих исследования и разработки по заданиям «Росатома». Именно для реализации этого принципа подготовки кадров в 1964г. была организована «Отраслевая лаборатория атомных реакторов», а в 1994г. «Учебно-научный комплекс «НУКЛОН», учредителями которого стали МГТУ им. Н.Э.Баумана, ОАО «НИКИЭТ», ОАО «МСЗ». В этих кафедральных структурах преподаватели, аспиранты, научные сотрудники, студенты старших курсов выполняют по заданиям организаций ГК «Росатом» исследования, способствующие эффективному решению научных и конструкторских проблем, возникающих в ходе создания проектов или в процессе эксплуатации, стремления повысить ее эффективность и безопасность.
Компетенции выпускников Э7 оказываются наиболее полно востребованными при их работе в организациях Главных конструкторов реакторных установок ОАО «НИКИЭТ» и ОАО ОКБ «Гидропресс». Эти организации прошли уникальный путь от создания первых реакторов головных образцов реакторной техники до серий реакторов, активного участия в современном этапе инновационного развития ядерных технологий.
ОАО «НИКИЭТ» известен разработкой конструкции первого промышленного реактора, на котором был получен плутоний для первой атомной бомбы (1949г.), проекта реактора для первой в мире АЭС (1954г.), энергоустановки для первой атомной подводной лодки (1958г.), проектов серии канальных энергетических, исследовательских, промышленных реакторов, а также реализацией ядерного реактора – прототипа для ракетного двигателя (1975г.). Главным конструктором указанных разработок был директор НИКИЭТ Н.А.Доллежаль.
Выпускники кафедры будут создавать ядерные реакторы для марсианского экспедиционного комплекса
ОАО «НИКИЭТ» принадлежит заслуга развития водографитового канального направления ядерных реакторов, в одном из которых был осуществлен ядерный перегрев пара. Были созданы канальные реакторы большой мощности РБМК-1000 и РБМК-1500. В настоящее время энергоблоки с канальными реакторами обеспечивают около половины поставок электроэнергии в атомной генерации России.
В ОАО «НИКИЭТ проводятся принципиальной важности разработки реакторной установки газовой космической мегаваттного уровня мощности для решения перспективных задач освоения ближнего и дальнего космоса. Важным направлением разработок является создание быстрых реакторов с тяжелым жидкометаллическим –свинцовым теплоносителем, обладающим внутренне присущей (естественной) безопасностью, известных под абравиатурой БРЕСТ. Такого типа реакторы способны исключить вероятность тяжелых аварий, при которых повреждаются твэлы активной зоны, обеспечить выжигание долгоживущих радиоактивных отходов. Развиваются разработки новых исследовательских реакторов разнообразного назначения.
В реакторной установке ВВЭР-1000 используется отечественное оборудование
В ОКБ «Гидропресс» были созданы проекты ядерных паропроизводящих установок для атомных подводных лодок с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем – сплавом «свинец-висмут» (50-е годы прошлого века). ОКБ «Гидропресс» обеспечил создание наземного прототипа ядерной установки для атомной подводной лодки (в г.Обнинск). На этой основе были разработаны (70-е годы ХХ века) и действовали в составе ВМФ самые скоростные и маневренные, занесенные в книгу рекордов Гиннеса, атомные подводные лодки, использующие реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. В настоящее время ОКБ «Гидропресс» разрабатывает проекты многоцелевых свинцово-висмутовых быстрых реакторов для гражданской энергетики СВБР-100 и СВБР-10. На базе этих проектов создается головной опытно-промышленный энергоблок с реакторной установкой СВБР-100.
В ОКБ «Гидропресс» разработан водоводяной энергетический реактор ВВЭР-1 для блока № 1 Нововоронежской АЭС, введенный в эксплуатацию в 1964г. Модернизация и совершенствование реакторов этого типа привели к созданию успешно эксплуатирующихся, продолжающих вырабатывать электроэнергию реакторов средней (ВВЭР-440) и большой (ВВЭР-1000) мощности. Отечественные ВВЭР характеризуются рациональными техническими решениями, высоким уровнем надежности и безопасности, технико-экономическими характеристиками, сравнимыми с лучшими зарубежными установками.
БН-800 БРЕСТ-ОД-300
Реакторы на быстрых нейтронах – будущее ядерной энергетики мира
В настоящее время ОКБ «Гидропресс» является мировым лидером по количеству блоков АЭС строящихся и вводимых в эксплуатацию в России и за рубежом: в Китае, Иране, Индии, других странах.
ОКБ «Гидропресс» обладает важным опытом в создании теплообменных аппаратов, парогенераторов для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, разработал уникальный опытный реактор БОР-60 для исследования фундаментальных научных проблем и отработки технических решений реакторных установок с натриевым теплоносителем БН-350 и БН-600. Для разрабатываемых сегодня энергоблоков с реакторами БН-800, БН-1200, БН-1800 ОКБ «Гидропресс» является главным конструктором парогенераторов.
Генеральный директор Госкорпорации «Росатом» С.В.Кириенко в письме Министру образования и науки РФ А.А.Фурсенко отмечает, что «Госкорпорация «Росатом» заинтересована в привлечении квалифицированных специалистов-конструкторов, подготавливаемых на кафедре Э7 «Ядерные реакторы и установки» факультета «Энергомашиностроение» МГТУ им. Н.Э.Баумана».
Студенты старших курсов успешно работают в должности техников, инженеров на предприятиях Госкорпорации «Росатом», а после выполнения дипломных проектов на этих предприятиях, как правило, остаются здесь работать. Основными потребителями выпускников кафедры в последние годы являются ОАО «НИКИЭТ», ОКБ «Гидропресс», ОАО «МСЗ», ОАО «ВНИИАЭС», другие проектные и конструкторские организации Концерна «Энергоатом», корпорации «ТВЭЛ».
Необслуживаемая реакторная установка «Унитерм»
Схема блока АЭС с расплавно-солевым реактором
В структуре МГТУ им. Н.Э.Баумана кафедра Э-7 располагается компактно в северной части корпуса «Энергомашиностроение». В составе кафедры лаборатории ОЛАР: «Нейтронной физики и радиационной защиты»; «Реакторной теплофизики и гидромеханики»; «Управления реакторами и установками», оснащенные современным оборудованием, системами диагностики, вычислительной техникой. На кафедре создается научно-образовательный центр, ориентированный на комплексное использование современных информационных технологий для всех этапов жизненного цикла реакторов и установок: эффективной разработки, обеспечения безопасной эксплуатации, экологически чистого снятия с эксплуатации.
Учебный процесс организован в помещениях кафедры и организаций «Росатома», которые заинтересованы в качественной подготовке инженеров (специалистов) в области ядерной техники и технологий, а также на атомных станциях, практика на которых входит в программу подготовки выпускников. Преподаватели кафедры являются штатными сотрудниками МГТУ им. Н.Э.Баумана и совместителями – ведущими специалистами ГК «Росатом».
Глубокая специализация выпускников кафедры обеспечивает их успешную работу в области конструирования специальных судовых, космических, энергетических, исследовательских ядерных реакторов, технологий ядерного топливного цикла.
Общность задач и совместная работа преподавателей, аспирантов, сотрудников и студентов кафедры при высоком уровне требований к качеству и результатам работы являются, как показывает опыт, залогом и гарантом успешной подготовки и востребованности выпускников кафедры Э7 «Ядерные реакторы и установки». Мы не имеем рекламаций отрасли на качество подготовки выпускников.
Приглашаем хорошо подготовленных, целеустремленных, творческих абитуриентов поступать на кафедру Э7 НУК «Э» МГТУ им. Н.Э.Баумана.
Часто задаваемые вопросы:
1. Вопрос: Какой проходной балл на кафедру Э7?
Ответ: В последние годы 210 – 240, с общежитием – чуть больше, без общежития – чуть меньше.
Подробнее http://www.bmstu.ru/abitur/general/passing_scores/#table-2012
2. Вопрос: Какое образование дает кафедра Э7?
Ответ: Кафедра Э7 осуществляет подготовку инженеров-конструкторов для атомной отрасли, способных создавать (конструировать) объекты реакторной техники: ядерные реакторы различного назначения, теплообменное (теплообменники, парогенераторы) и силовое (насосы) оборудование реакторных установок, оборудование систем безопасности и систем нормальной эксплуатации ядерных энергетических установок и сопровождать их на всех этапах жизненного цикла (проектирование, изготовление, эксплуатация, снятие с эксплуатации).
3. Вопрос: Чем образование, полученное на кафедре Э7, отличается от образования, полученного, например, в МИФИ?
Ответ: МИФИ – очень хороший ВУЗ, куда мы рекомендуем поступать тем, кто имеет склонность к расчетно-теоретической деятельности, если же есть склонность к конструкторско-проектной работе (см. вопрос 2), то приглашаем Вас на кафедру Э7. При этом стоит отметь, что разработка любого объекта техники невозможна без расчетно-экспериментального обоснования, в связи с чем учебный процесс, реализуемый на кафедре Э7, включает в себя изучение фундаментальных и прикладных дисциплин, изучение программных комплексов нейтронно-физического, прочностного, теплогидравлического расчетов, выполнение лабораторных работ на физических (в том числе и отраслевых) стендах.
4. Вопрос: Где работают выпускники кафедры?
Ответ: Наши выпускники, как правило, работают в следующих организациях Росатома, куда попадают еще студентами на практики, дипломное проектирование:
АО НИКИЭТ, г. Москва http://www.nikiet.ru/index.php
ОКБ Гидропресс, г. Подольск http://www.gidropress.podolsk.ru
ПАО Машиностроительный завод, г. Электросталь http://www.elemash.ru
НИЦ Курчатовский институт, г. Москва http://www.nrcki.ru
ВНИИАЭС, г. Москва http://www.vniiaes.ru
НТЦ ЯРБ, г. Москва http://www.secnrs.ru/science/development
однако образование, полученное на кафедре, не мешает выпускникам, при их желании, работать и на атомных станциях, и на предприятиях смежных с атомной отраслей.
5. Вопрос: Где проходят практики студентов кафедры Э7?
Ответ: Начиная с 4-го курса практики проходят на предприятиях Росатома:
Технологическая–ПАО Машиностроительный завод
Эксплуатационная – Смоленская АЭС
Преддипломная – см. вопрос 4.
6. Вопрос: В чем отличие специализаций 14.05.01_01 и 14.05.01_02, куда осуществляется набор?
Ответ: До 4-го курса включительно, учебный процесс, реализуемый на этих специализациях, полностью идентичен, разделение (переразделение) происходит на 5-ом курсе, кроме того в зависимости от контингента и потребностей отрасли на 5-ом курсе может быть введена специализация 14.05.01_03 «Исследовательские ядерные реакторы и материалы». Однако студенты кафедры, получив более глубокие знания по одному из этих направлений (специальные, энергетические, исследовательские реакторы), могут свободно ориентироваться во всем спектре вопросов, связанных с реакторной техникой (см. вопрос 2)
en7.power.bmstu.ru
