МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ

ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Обнинский институт атомной энергетики –

филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего

образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

(ИАТЭ НИЯУ МИФИ)


УТВЕРЖДАЮ

Проректор НИЯУ МИФИ –

и. о. директора ИАТЭ НИЯУ МИФИ

____________ 


ПРОГРАММА ВСТУПИТЕЛЬНО ИСПЫТАНИЯ - СОБЕСЕДОВАНИЯ ДЛЯ МАГИСТЕРСКОЙ ПРОГРАММЫ

НАПРАВЛЕНИЯ ПОДГОТОВКИ 

14.04.01 «ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОФИЗИКА»

ПРОФИЛЬ «ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ УСТАНОВКИ»


СОГЛАСОВАННО

____________ 

____________ 

____________ 




г. Обнинск 2017 г.

1. Общие положения

Вступительные испытания предназначены для определения практической и теоретической подготовленности абитуриента и проводятся с целью определения соответствия знаний, умений и навыков требованиям обучения в магистратуре по направлению 14.04.01 «Ядерная энергетика и теплофизика», программа «Ядерные реакторы и энергетические установки».  Вступительные испытания включаем 4 блока дисциплин:

    Ядерные энергетические реакторы; Физика ядерных реакторов; Тепломассообмен в ЯЭУ; Безопасность АЭС.

Вступительное собеседование по программе «Ядерные реакторы и энергетические установки» осуществляется в устной форме по билетам в пределах вопросов по темам дисциплин.

Оценка выставляется по 100- бальной системе. Неудовлетворительной оценкой является оценка от 0 до 59 баллов.

  2. Содержание программы вступительного собеседования


Ядерные энергетические реакторы
    Почему для нормальной работы реактора требуются материалы, поглощающие нейтроны? Конструкции реакторов типа ВВЭР. Перспективы их развития. Зачем нужны реактору тепловыделяющие сборки (ТВС)? Что и почему необходимо предусмотреть в конструкции водо-водяного реактора для его нормальной работы? Сколько контуров охлаждения требуется для реакторов водо-водяного типа и почему?

Физика ядерных реакторов
    Баланс нейтронов в стационарном реакторе. Выгорание и накопление нуклидов. Коэффициент воспроизводства. Сравнение топливных циклов реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Роль реакторов на быстрых нейтронах в ядерной энергетике будущего.


Безопасность АЭС
      Факторы потенциальной опасности в ядерной энергетике. Какая разница между проектной, запроектной и тяжелой запроектной авариями. Объясните смысл фундаментальных принципов глубокоэшелонированной защиты при обеспечении безопасности реакторной установки. Безопасность ядерных реакторов (нормативное регулирование, основные требования на средства воздействия на реактивность).

Тепломассообмен в ЯЭУ
      Коэффициент теплообмена, его физический смысл. Связь коэффициента теплообмена с толщиной теплового пограничного слоя. Коэффициент теплопередачи, его размерность и физический смысл.

3. Рекомендуемая литература

Основная

, Матвеенков сложных систем на всех этапах жизненного цикла. – 2-е езд. М.: дом «Спектр», 2016. – 664 с. Гаенко технических систем: методологические аспекты теории, методы анализа и управления безопасностью / . – Санкт-Петербург: СВЕН, 2014. – 366 с. , , Шмелев -технические основы современной ядерной энергетики. Перспективы и экологические аспекты: Учебное пособие / , , – Долгопрудный: Издательский Дом «Интеллект», 2014. – 296 с. , Поплавский АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. / Под общей редакцией члена-корреспондента АН РФ / , – М.: Издат, 2012. – 632 с. Ядерные технологии: история, состояние, перспективы: Учебное пособие. / , , – М: НИЯУ МИФИ, 2012. – 180 с. Атомные электростанции: учебное пособие / . – М.: Издательский дом МЭИ, 2012. – 672 с.: ил. Андрушечко безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР-440 в рамках концепции модернизации и продления срока эксплуатации / . – М.: Логос, 2011. – 268 с.: цв. Ил. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта : науч. издание / [и др.]. - М. : Логос, 2010. Зорин электростанции: учеб. пособие для студ. вузов / . - М. : МЭИ, 2012. Лескин, особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000[Электронный ресурс]: учебное пособие для вузов / , , . - Москва: НИЯУ МИФИ, 2011. http://library. mephi. ru/Data-IRBIS/book-mephi/Leskin_Fizicheskie_osobennosti _i_konstrukciya_reaktora_VVER-1000_2011.pdf Шелегов, особенности и конструкция реактора РБМК-1000[Электронный ресурс] : учебное пособие для вузов / , , . - Москва : НИЯУ МИФИ, 2011. hhttp://library. mephi. ru /Data-IRBIS/book-mephi/Shelegov_Fizicheskie_osobennosti_i_konstrukciya_ Reaktora_RBMK-1000_2007.pdf Гераскин, безопасности, оценка эффективности и риска в задачах защиты ядерных объектов и материалов [Электронный ресурс] : учебное пособие для вузов / . - Москва : МИФИ, 2008.http://library. mephi. ru/Data-IRBIS/book-mephi/Geraskin_Kriterii_bezopasnosti,_ocenka_effektivnosti_i_riska_v_zadachah_zaschity_2009.pdf Основные принципы безопасности атомных электростанций. -  Изд. МАГАТЭ. Серия изданий по безопасности -3. - Вена, 1988. http://www. ilo. org/wcmsp5/groups/public/---ed_protect/---protrav/---safework/documents/publication/wcms_154393.pdf

Дополнительная

    Дементьев энергетические реакторы.: Учебник.-М., Энергоатомиздат, 1984 г. Конструирование ядерных реакторов.: Учебное пособие: под общ. Ред. .- М., Энергоатомиздат, 1982 г.-400 с. Справочник по теплогидравлическим расчетам.: , , .- М., Энергоатомиздат, 1984 г. , Слекеничс реактивности. Введение в динамику реакторов. Учебное пособие. ИАТЭ. 2009 г. , : Инженерные расчеты ядерных реакторов.- М.: Энергоатомиздат, 1980 г Основы теории и методы расчета ядерных реакторов. Под редакцией . Москва, Энергоиздат, 1982. Ганев ядерных реакторов. Москва, Энергоатомиздат, 1992.