Рабочая программа по курсу "Защита от ионизирующих излучений" (федеральный компонент сд) Направление подготовки

Вид материала

Содержание

140101 «Тепловые электростанции»
1. Пояснительная записка
Цель изучения дисциплины
Основные знания и умения, приобретаемые студентами в результате изучения дисциплины
Студент должен уметь
2. Ведомость числа часов по рабочим учебным планам
3. Описание содержания основных тем (разделов курса)
4. Распределение часов лекционных и практических занятий по темам (разделам) дисциплины
5. Организация самостоятельной работы студентов
Список вопросов по дисциплине «Защита от ионизирующих излучений»

Подобный материал:

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

НИЖЕГОРОДСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

им. Р.Е. Алексеева.

Институт ядерной энергетики и технической физики.

УТВЕРЖДАЮ:

Директор ИЯЭиТФ

С.М. Дмитриев

“____“_______________ 2010г.

РАБОЧАЯ ПРОГРАММА

по курсу “Защита от ионизирующих излучений” (федеральный компонент СД)

Направление подготовки: 140400 - Техническая физика,

Специальность: 140404 «Атомные электростанции и установки»

Направление подготовки:140100 - Теплоэнергетика

Специальность: 140101 «Тепловые электростанции»

Кафедра “Ядерные реакторы и энергетические установки”

Форма обучения: очная

2010 год

Рабочая программа составлена на основании:

1)Государственного образовательного стандарта высшего профессионального образования:

по направлению подготовки бакалавра 140400 (553100) –Техническая физика (рег. номер 344 тех/бак, утв. 14.04.2000 г.) и направлению подготовки дипломированного специалиста 140400(651100) - Техническая физика (рег. номер 212 тех/дс, утв. 27.03.2000 г.)

по направлению подготовки бакалавра 140100 (550900) – Теплоэнергетика (рег. номер 210 тех/бак, утв. 27.03.2000 г.) и направлению подготовки дипломированного специалиста 140100(650800) - Теплоэнергетика (рег. номер 209 тех/дс, утв. 27.03.2000 г.)

2) Стандарта предприятия СТП 5-4-НГТУ-03 «Рабочие программы и дисциплины»

3) Учебных планов специальностей 140404 — Атомные электрические станции и установки, 140101 — Тепловые электрические станции.

Рабочая программа утверждена на заседании кафедры “Ядерные реакторы и энергетические установки”

“______”___________________ 2010 года

Зав. кафедрой «ЯРиЭУ» Андреев В.В.

СОГЛАСОВАНО:

Председатель координационного совета

по направлению подготовки 140400

д.т.н., профессор

“______”___________________ 2010 г. Дмитриев С.М.

Председатель координационного совета

по направлению подготовки 140100

д.т.н., профессор

“______”___________________ 2010 г. Дмитриев С.М.

Председатель методической комиссии

по специальности 140404

к.т.н., доцент

“______”___________________ 2010 г. Спиридонов Д.В.

Председатель методической комиссии

по специальности 140101

к.т.н., доцент

“______”___________________ 2010 г. Спиридонов Д.В.

Председатель секции

по блоку специальных дисциплин

д.т.н., профессор

« »____________________ 2010г. Леушин И.О.

1. Пояснительная записка

В пояснительной записке представлены цели и задачи изучения дисциплины, а также ее связь с предшествующими и последующими дисциплинами.

Цель изучения дисциплины:

Приобретение студентами знания основ защиты от ионизирующих излучений

Задачи изучения дисциплины: Освоить основы технических решений по безопасности ядерных реакторов и конструкций биологической защиты, основы защиты от ионизирующих излучений и обеспечения радиационной безопасности.

Основные знания и умения, приобретаемые студентами в результате изучения дисциплины:

Студент должен знать, иметь представление

- об источниках ионизирующих излучений в ядерных энергетических установках.

- о закономерностях ослабления ионизирующих излучений в веществе, о первичной и вторичной защитах, основные положения НРБ-96/99.

Студент должен уметь рассчитать дозу и мощность дозы от элементарных источников излучения.

Студент должен владеть навыками работы с приборами радиационного контроля и установками, где используются источники ионизирующих излучений.

Преподавание дисциплины тесно увязано с курсами, читаемыми в седьмом семестре, и предполагает подготовку для усвоения дисциплины “Принципы обеспечения безопасности АЭС”.

Активному усвоению теоретического материала способствуют практические занятия. Знания и навыки, приобретаемые студентами при изучении курса “Защита от ионизирующих излучений” позволяют решать проектные задачи при дипломном проектировании.

2. Ведомость числа часов по рабочим учебным планам

Таблица 1

Ведомость числа часов по учебному плану на дисциплину “Защита от ионизирующих излучений”

Наименование направления подготовки, специальности и их шифр	Объем работы студентов (час.)
	Число часов по учебному плану					Вид контроля
	Всего часов	Лекции	Лабор. занят.	Практич. занят.	Самост занят.	Экзамен


140400 Техническая физика 140404 Атомные электрические станции и установки	120	39	26	-	55	8
140100 Теплоэнергетика 140101 Тепловые электростанции	120	39	26	-	55	8

3. Описание содержания основных тем (разделов курса)

1. Основные понятия, определения, терминология и единицы измерения

(4 часа).

Флюенс и плотность потока частиц. Активность вещества. Закон радиоактивного распада. Связь активности и массы вещества. Поглощенная, эквивалентная и экспозиционная доза. Коэффициенты качества для различных частиц. Доза и мощность дозы. Соотношение рада, бэра и рентгена. Расчет дозы и мощности дозы от различных источников.

2. Основные нормативные документы по радиационной безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений и при проектировании, строительстве и эксплуатации атомных станций (1 час общие положения).

Нормы радиационной безопасности НРБ — 96/99. Основные санитарные правила ОСП — 72/87. Стандартные правила проектирования и эксплуатации атомных станций СПАС — 86. Основные дозовые пределы, допустимые уровни, категории облучаемых лиц и т.д.

3. Источники излучений на АЭС (3 часа).

Ядерный реактор, отработанное топливо, трубопроводы и оборудования I контура, хранилище отходов, датчики КИП, детали и механизмы СУЗ. Активная зона работающего реактора — как основной источник гамма — нейтронного излучения. Излучение остановленного реактора.

4. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом (3 часа).

Легкие и тяжелые заряженные частицы. Фотонное излучение. Нейтронное излучение. Ионизация и возбуждение молекул и атомов поглощающей Среды. Торможение частиц. Почему опасно внутреннее  — облучение. Пробег частиц в воздухе, ткани, веществе. Фотоэффект, комптон эффект, образование пар. Понятие коэффициента взаимодействия с веществом.

5. Организация работ с применением источников ионизирующих излучений (2 часа).

Требование для организации работ с источниками ионизирующих излучений. Порядок работы с закрытыми радионуклидными источниками. Требования к закрытым источникам. Работа с открытыми радионуклидными источниками. Оказания неотложной помощи при радиационных поражениях. Требования при производстве особо радиационно опасных работ на АЭС.

6. Индивидуальные средства защиты, правила поведения и личной гигиены при работе с источниками ионизирующих излучений и радиоактивными веществами в открытом виде. (2 часа).

Применение индивидуальных средств защиты — как вынужденная мера. Требования к индивидуальным средствам защиты. Деление средств индивидуальной защиты на средства повседневного назначения и кратковременного пользования. Средства защиты органов дыхания. Требования по технике безопасности при работе в пневмокостюмах. Назначение и устройство санпропускников и санитарных шлюзов. Порядок прохождения и правила пользования санпропускниками и санитарными шлюзами. Требования по радиационной безопасности в контролируемой зоне. Индивидуальный контроль доз внешнего облучения. Порядок пользования средствами индивидуального дозиметрического контроля.

7. Реактор - как источник гамма-нейтронного излучения (4 часов).

Активная зона - как объемный источник нейтронов деления. Средняя удельная мощность источников нейтронов. Плотность потока быстрых нейтронов на поверхности активной зоны. Интенсивность источников гамма излучения в активной зоне работающего реактора. Распределение источников захватного гамма излучения. Интенсивность гамма излучения на поверхности активной зоны. Активность теплоносителя первого контура. Проникающая способность различных видов ионизирующего излучения. Коэффициенты качества и переходные коэффициенты.

8. Проектные требования к эффективности защиты (3 часа).

Характеристики активных зон отечественных реакторов как источников излучения. Общие понятия функции защиты. Проектирование защиты. Разделение защиты на первичную и вторичную. Эффективность защиты. Взаимосвязь эффективности ослабления излучения в первичной и вторичной защите.

9. Инженерный анализ системы “источник-защита”(3 часа).

Многоцелевое назначение конструкций, экранов тепловой и радиационной защиты, оборудования I контура. Мощность дозы излучения на входе во вторичную защиту. Состав материалов, толщин и геометрия слоев защиты. Структура системы “источник-защита” на примере ВВЭР-440, ВВЭР-1000.

10. Типы компоновок биологической защиты (1 час).

Типы компоновок: петлевая, блочная, интегральная. Общая характеристика их с точки зрения защиты. Различные компоновочные решения по основному оборудованию реакторной установки.

11. Биологическая защита персонала и принципы нормирования уровней излучения (2 часа).

Основные нормативные документы. Непревышение установленного основного дозового предела. Исключение всякого необоснованного облучения. Снижение дозы излучения до возможно низкого уровня. Допустимая мощность дозы излучения. Проектная мощность эквивалентной дозы. Переходные коэффициенты для гамма-нейтронного излучения. Проектная мощность дозы в различных помещениях реакторной установки.

12. Алгоритм расчета радиационной зашиты корпуса реактора, методика расчета радиационного тепловыделения (2 часа).

Связь флюенса, плотности потока нейтронов, коэффициента использования мощности и радиационного ресурса корпуса ректора. Расчет плотности источников радиационного тепловыделения. Расчет требуемой толщины и состава металло-водной защиты.

13. Расчет характеристик первичной и вторичной защиты в общем виде. Общая характеристика приближения сплошной защиты (3 часа).

Для проведения расчетов физико-технических параметров защиты должны быть предварительно определены следующие исходные данные:

1) контрольные или проектные уровни ионизирующего излучения в помещениях реакторной установки, учитывающие время пребывания в них обслуживающего персонала;

2) характеристики основных источников ионизирующего излучения (реактора, оборудования первого контура), включая геометрические размеры и расположение в пространстве, вид и энергетический спектр ионизирующего излучения. Проектные уровни излучения формулируются в техническом задании на реакторную установку на основе действующих государственных правил.

14. Ослабление плотности потока гамма излучения веществом (3 часа). Понятие о факторах накопления.

Взаимодействие гамма излучения с веществом. Понятие линейного коэффициента взаимодействия и поглощения гамма излучения веществом. Закон ослабления узкого и широкого пучка гамма квантов веществом.

Числовой, энергетический, дозовый факторы накопления и зависимость их от энергии и оптической толщины. Расчет факторов накопления для однослойной и многослойной защиты.

15. Алгоритмы и программы расчета ослабления плотности потока нейтронов в защите (2 часа).

Взаимодействие нейтронов с веществом. Понятие сечения выведения. Метод длин релаксаций. Метод сечения выведения. Программы с одной группой выведения.

16. Проверка эффективности биологической защиты при пуске реактора(1 час).

4. Распределение часов лекционных и практических занятий по темам (разделам) дисциплины

“Защита от ионизирующих излучений”

			Часы
№	Наименование темы	Лекции	Практические занятия
1.	Основные понятия, определения, терминология, единицы измерения	4	8
2.	Основные нормативные документы по радиационной безопасности при работе с источниками ионизирующих излучений и при проектировании, строительстве и эксплуатации атомных станций (общие положения)	1	
3.	Источники излучения на АЭС	3	
4.	Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом	3	6
5.	Организация работ с применением источников ионизирующих излучений	2	
6.	Индивидуальные средства защиты, правила поведения и личной гигиены при работе с источниками ионизирующих излучений и радиоактивными веществами в открытом виде	2	
7.	Реактор  как источник гамма - нейтронного излучения	4	
8.	Проектные требования к эффективности защиты	3	
9.	Инженерный анализ системы “источник - защита”	3	
10.	Типы компоновок биологической защиты	1	
11.	Биологическая защита персонала и принципы нормирования уровней излучения	2	
12.	Алгоритм расчета радиационной защиты корпуса реактора, методика расчета радиационного тепловыделения	2	
13.	Расчет характеристик первичной и вторичной защиты в общем виде. Общая характеристика приближения сплошной защиты	3	
14.	Ослабление плотности потока гамма излучения веществом. Понятия о факторах накопления	3	8
15.	Алгоритмы и программы расчета ослабления плотности потока нейтронов в защите	2	4
16.	Проверка эффективности биологической защиты при пуске реактора	1	
	Всего часов	39	26

5. Организация самостоятельной работы студентов

Выдача задания на самостоятельную работу (задач) осуществляется после проведения начального контроля студентов, приступающих к изучению данной дисциплины в форме письменных блиц-опросов по материалу, прочитанному на лекции.

При выдаче персональных заданий на самостоятельную работу используется дифференцированный подход к студентам. Преподаватель проводит (перед выполнением студентами самостоятельной внеаудиторной работы) инструктаж по выполнению заданий, который включает: цель каждого задания, его содержание, сроки выполнения, ориентировочный объём работы, основные требования к результатам, критерии оценки. Преподаватель также предупреждает о возможных типичных ошибках, которые могут быть при выполнении задания. Инструктаж ведётся за счёт объёма времени, отведённого на изучение дисциплины.

Самостоятельная работа студентов осуществляется индивидуально. Контроль самостоятельной работы организуется в двух формах:

– самоконтроль и самооценка студента (тесты самопроверки);

– контроль со стороны преподавателей (текущий и промежуточный).

Текущий контроль самостоятельной работы осуществляется на практических занятиях, промежуточный контроль осуществляется на экзамене в устной форме.

Критериями оценки результатов самостоятельной работы студента являются:

– уровень освоения студентом учебного материала;

– обоснованность и чёткость изложения ответа;

– умения студента использовать приобретённые теоретические знания при выполнении практических задач;

– сформированность умений;

– оформление материала в соответствии с требованиями.

Виды самостоятельной работы, приведённые в таблице 3, конкретизируются при выдаче заданий и могут включать задачи для овладения знаниями, для закрепления и систематизации знаний, для формирования умений.

Таблица 3

Виды самостоятельной работы	Объем самостоятельной работы по плану (час)	График контроля самостоятельной работы студентов
1. Проработка лекционного материала	6	4,8,12 недели
2. Подготовка к лабораторным работам	12	По расписанию лабораторных работ
3. Знакомство с приборами радиационного контроля	15	5,9 недели
4. Работа с планшетами по курсу	11	3,6,11 недели
5. Написание реферата	5	10 неделя
6. подготовка к экзамену	6	13 неделя
Итого	55

Виды самостоятельной работы для овладения знаниями: чтение текстов (учебника, первоисточников, дополнительной литературы); составление плана текста; графическое изображение структуры текста; конспектирование текста; работа со справочниками и нормативными документами; учебно–исследовательская работа; использование Интернета, компьютерной техники.

Виды самостоятельной работы для закрепления и систематизации знаний: работа с конспектом лекций (обработка текста); повторная работа над учебным материалом (учебника, первоисточников, дополнительной литературы, аудио– и видеозаписей); составление плана и тезисов ответа; составление таблиц для систематизации учебного материала; ответы на контрольные вопросы.

Виды самостоятельной работы для формирования умений: решение ситуационных производственных (профессиональных) задач, моделирование разных видов и компонентов профессиональной деятельности.

Промежуточный контроль осуществляется в форме вопросов в экзаменационных билетах.

6. Литература

	Авторы и наименование	Издательство	Год издания	Количество в библиотеке НГТУ (в том числе в библиотеке ИЯЭиТФ)
		1. Основная
1.	Спектрометрия ионизирующих излучений с помощью импульсного пропорционального детектора и многоканального амплитудного анализатора : Метод.указания по дисц."Радиационная безопасность" (лаб.работа N 2) для студ.спец.070500 "Ядерные реакторы и энергет.установки" дневной формы обучения / НГТУ, Каф."Ядерные реакторы и энергет.установки"; Сост.Г.Н.Власичев.	Н.Новгород : [Б.и.]	2006	60(50)
2.	Альфа-радиометрия поверхностной активности : Метод.указания к лаб.работам по дисц."Методы измерения ионизирующих излучений", "Биологическая защита от ионизирующих излучений" для студ.спец.070500 / НГТУ, Каф."Ядерные реакторы и энергет.установки"; Сост.:Е.А.Шлокин, В.В.Иванов.	Н.Новгород : [Б.и.]	2006	40(30)
	Чрезвычайные ситуации на радиационно опасных объектах, при ядерном взрыве и оценка радиационной обстановки : Учеб.пособие / Л. Н. Борисенко [и др.] ; НГТУ, Нижегород.высш.военно-инж.командное училище.	Кстово : Изд-во НВВИКУ	2006	60
		2. Дополнительная
1.	Нормы радиационной безопасности (НРБ – 96/99).	М:Минздрав России	1996	6(3)
4.	Бродер Д.Л. и другие Биологическая защита судовых реакторов	Л., Судостроение	1964	20(4)
6.	Егоров Ю.А. Основы радиационной безопасности атомных станций	М., Энергоиздат	1982	9(5)
7.	Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности	М., Энергоатомиздат	1991	25(10)
8.	Кирюшин А.И, Шлокин Е.А. Проектирование и оптимизация биологической защиты атомных паропроизводящих установок.	г.Горький ГПИ им.А.А.Жданова	1981	10
10.	Гусев Н.Г. Машкович В.П. Защита от ионизирующих излучений (2-два тома)	М., Атомиздат	1980	7(3)

Программу составил:

доцент Е.А. Шлокин

Список вопросов по дисциплине «Защита от ионизирующих излучений»

НРБ-96/99. Основные положения.
Поглощенная и эквивалентная доза. Коэффициент качества. Единицы измерения. Соотношение рада, бэра и рентгена. Определение дозы от различных источников.
Проникающая способность различных видов ионизирующего излучения.
Источники излучения реакторной установки:

а) активная зона – как источник гамма-нейтронного излучения;

б) источники захватного гамма излучения;

в) активность теплоносителя первого контура.

Общие понятия функции защиты (биологическая, радиационная, тепловая).
Понятие первичной и вторичной защиты. Взаимосвязь эффективности ослабления в обоих. Схема биологической защиты ВВЭР-440 в радиальном направлении.
Структура системы «источник-защита».
Биологическая защита персонала и принципы нормирования уровней излучения.
Алгоритм расчета радиальной защиты корпуса реактора.
Ослабление плотности потока гамма излучения веществом. Понятие о факторах накопления.
Проверка эффективности защиты при пуске реактора.