МОСКОВСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ
(ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ)

УЧЕБНАЯ ПРОГРАММА

по дисциплине "ТЕОРИЯ ПЕРЕНОСА ИЗЛУЧЕНИЙ" 

Специальность-651005 - “Ядерные реакторы и энергетические установки”

Факультет- “Физико-технический”  (Ф).

Кафедра “Теоретической и экспериментальной физики ядерных реакторов” - (№ 5)

Курс /семестр	4/8	
Группы 	Ф8-01н	
Лекции	15	
Практические занятия	15	
Форма отчетности	зач.	

Автор:																Ст.преподаватель Терновых М.Ю.

					Аннотация.

	Курс является продолжением курса «Теория переноса нейтронов» и посвящен задачам переноса излучений в неразмножающих средах с внешним источником. Рассматриваются приближенные и численные методы расчета дозовых характеристик полей нейтронов и гамма‑квантов. В курс включены вопросы комплексного подхода к решению задачи расчета биологической защиты ЯЭУ. 
Знания, полученные на лекциях, получают развитие и закрепляются в процессе обсуждения и решения задач на семинарских занятиях.
Учебная программа соответствует требованиям Государственного образовательного стандарта по направлению подготовки 140300.

Содержание

 1. Введение – 1 час	
 2. Реактор, как источник излучений. Дозовые характеристики излучений  – 2 часа	
 3. Приближенные методы расчета пространственно-энергетических распределений нейтронов в неразмножающих средах – 3 часа 	
 4. Приближенные методы расчета полей гамма‑квантов в неразмножающих средах– 3 часа	
 5. Точные методы теории переноса излучений – 5 часов 	
 6. Специальные вопросы конструирования защиты ядерно-технических установок – 1 час	
 7. Наименование тем практических занятий, их содержание и объем в часах	 
 8. ВХОДНЫЕ КОМПЕТЕНЦИИ	 
 9. ВЫХОДНЫЕ КОМПЕТЕНЦИИ	 
10. ОСНОВНАЯ ЛИТЕРАТУРА	
11. ДОПОЛНИТЕЛЬНАЯ ЛИТЕРАТУРА	

Наименование тем лекционных занятий, их содержание и объем в часах 
по дисциплине "Теория переноса излучений"

1.	Введение – 1 час
	Предмет теории переноса излучения в неразмножающих средах. Применение к вопросам расчета защиты ядерных реакторов. Понятие радиационной защиты. Классификация защит. Построение задачи расчета защиты. Газокинетическое уравнение переноса в неразмножающей среде.
2.	Реактор, как источник излучений. Дозовые характеристики излучений – 2 часа
	Первичные и вторичные источники нейтронов и гамма‑квантов. Первичные источники – мгновенные и запаздывающие нейтроны и гамма‑кванты. Вторичные источники – фотонейтроны, захватные гамма‑кванты, излучение после активации. Сравнительные характеристики источников излучений. Источники излучения термоядерного реактора. 
	Поглощенная и эквивалентная дозы, коэффициент качества излучения, предельно допустимая доза облучения.
3.	Приближенные методы расчета пространственно-энергетических распределений нейтронов в неразмножающих средах – 3 часа
	Модель сечения выведения нейтронов в водородосодержащих средах. Приближения модели сечения выведения. Решение уравнения переноса для нерассеянных нейтронов. Модель сечения выведения для неводородосодержащих сред.
	Поле излучения от протяженных источников различной геометрии с учетом самопоглощения излучения в источниках. Поле нейтронов в области низких энергий.
4.	Приближенные методы расчета полей гамма‑квантов в неразмножающих средах– 3 часа
	Характеристика основных процессов взаимодействия гамма‑квантов с веществом (фото-, Комптон- и пара- эффекты). Уравнения переноса гамма‑квантов. Решение уравнения переноса гамма‑излучения методом интегрального преобразования Фурье в приближении Фано‑Вика. Расчет поля - излучения по модели факторов накопления, аналитические аппроксимации факторов накопления, расчет факторов накопления для многослойных систем.
5.	Точные методы теории переноса излучений – 5 часов
	Многогрупповое приближение. Спектр свертки. Стандартные спектры. Интеграл столкновений в многогрупповом приближении. 
	Методы моментов, сферических гармоник. Уравнение переноса в Р1-приближении. Границы применимости диффузионного приближения в задачах расчета защит. Метод дискретных ординат, SN-метод. Квадратуры Гаусса.
	Метод Монте‑Карло – физическая постановка задачи, алгоритмы метода, применение к задачам расчета полей излучения.
6.	Специальные вопросы конструирования защиты ядерно-технических установок – 1 час
	Материалы и типичные конструкции тепловой и биологической защиты реакторов, зависимость от целевого назначения и типа реактора. Учет неоднородностей в защите.
7.	Наименование тем практических занятий, их содержание и объем в часах
1.	Расчет интенсивности источников нейтронов - 2 часа. 
2.	Расчет толщины защиты по нейтронам - 2 часа.
3.	Расчет интенсивности источников гамма-квантов - 2 часа. 
4.	Расчет ослабления потока гамма-квантов в штатных слоях ЯЭУ - 2 часа.
5.	Расчет факторов накопления в многозонной защите - 3 часа.
6.	Расчет дозы нейтронов и гамма-излучения за защитой - 4 часа. 

8.	Входные компетенции
Знание высшей математике в объеме вузовского курса;
Знание основ атомной физики;
Знание основ нейтронной физики и физики реакторов;
Умение использовать прикладные математические программы (MathCad);
Умение решать линейные дифференциальные уравнения.

9.	Выходные компетенции 
Представление о подходах к формированию радиационных защит ЯЭУ;
Представление о методах расчета защит от ионизирующих излучений;
Знание дозовых характеристик излучений и норм радиационной безопасности;
Умение рассчитывать дозы нейтронов за защитой;
Умение рассчитывать дозы гамма излучения за защитой.

10.	Основная литература
Защита от ионизирующих излучений. М.: Атомиздат, 1980. Т.1. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Физические основы защиты от излучений. (2-е издание).

11.	Дополнительная литература
1. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений. Справочник (4-е издание). М.: Энергоатомиздат, 1995.
2. Панин М.П., Скотникова О.Г. Действие ионизирующей радиации на человека и окружающую среду. М.: МИФИ, 2001.

Ст.преподаватель 																			Терновых М.Ю.