Внимание!!!
Каждую субботу кафедра
“Ядерной и радиационной безопасности” проводит
экскурсии для школьников, их родителей и педагогов.
Выбери свое будущее! Запишись на экскурсию!
(+375295522724, +375295186112)
Специальность: 7-07-0533-03
Ядерная и радиационная безопасность
Квалификация: Физик. Инженер
Степень: Магистр
Срок обучения: 5 лет, очно
Набор: 20 человек
Вступительные испытания:
Физика, Математика, Рус.яз./Бел.яз
Проходные баллы прошлых лет:
2023 г.– 302,
2022 г. – 279,
2021 г. – 260,
2020 г. – 246.
Учебный план
Выпускающая кафедра
Инстаграм
Преимущества обучения по данной специальности
- Присвоение степени магистр
- Диплом инженера
- Обучение по данной специальности предусматривает практики и стажировки за границей
- Повышенная стипендия
- Возможность продолжения обучения в аспирантуре за границей за счет Государственной программы подготовки кадров для ядерной энергетики
- Обучение проводится в новом корпусе в центре Минска
- Большинство преподавателей имеют ученую степень и звание, занимаются научным исследованиями
- Для преподавания приглашаются ведущие зарубежные и отечественные специалисты-практики.
- Комфортабельное общежитие по линии метро (обеспечены 100 % студентов 1 курса)
- Студенческая наука
- Возможность обучения на военной кафедре
- Спортивные секции и творческие коллективы, студенческие органы самоуправления
|
Белорусская атомная электростанция |
Департамент по ядерной и радиационной безопасности (Госатомназдор) |
Белорусский государственный институт метрологии |
|
Белгидромет
|
УП «Экорес» |
СЗАО “Изотопные технологии” |
|
Объединенный институт энергетических и ядерных исследований – Сосны |
РНПЦ онкологии и медицинской радиологии имени Н.Н. Александрова |
Республиканский центр гигиены, эпидемиологии и общественного здоровья |
 |
 |
 |
 |
 |
 |
|
И многие другие организации, нуждающиеся в специалистах по обеспечению радиационной безопасности |
||
- Инженером:
– по радиационной безопасности;
– по учёту и контролю ядерных материалов;
– по производству изотопов;
– по управлению реактором;
– по радиационной метрологии;
– по обращению с радиоактивными отходами;
– по контролю герметичности оболочек;
– по разработке оборудования и программного обеспечения;
- Радиометристом / дозиметристом;
- Инструктором по подготовке персонала;
- Специалистом по разработке нормативных документов.
- Осуществлять радиационный и дозиметрический контроль на объектах использования атомной энергии, обращения с ядерными материалами, источниками ионизирующего излучения, радиоактивными отходами.
- Выполнять спектрометрические и радиометрические измерения и их обработку с помощью современного оборудования и программного обеспечения.
- Владеть методами оценки доз внешнего и внутреннего облучения.
- Обеспечивать радиационную безопасность при применении источников в промышленности, медицине и других сферах.
- Владеть современными методами радиохимического анализа, применяемыми в ядерном топливном цикле и обеспечении безопасности окружающей среды.
- Осуществлять компьютерное моделирование различных процессов и применять современные программные комплексы.
- Оценивать нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов.
- Выполнять инженерные расчеты параметров радиационной защиты.
- Вести учет и контроль ядерных материалов, источников ионизирующего излучения.
- Обеспечивать безопасное обращение с радиоактивными отходами.
- Проводить контроль радиоактивных загрязнений.
- Отбирать и подготавливать пробы для исследований.
- Проводить комплексную оценку надежности и безопасность сложных систем и объектов в современных программных кодах.
- Оценивать нейтронно-физические характеристики ядерных реакторов.
- Подбирать материалы для экранирования от различных видов ионизирующего излучения.
- Выполнять инженерные расчеты параметров радиационной защиты.
- Проектировать системы физической ядерной безопасности радиационно-опасных объектов.
- Выстраивать систему обеспечения качества в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности.
- Формировать и поддерживать культуру безопасности при работе с источниками ионизирующего излучения.
- И многое другое.
Из истории развития атомной энергетики
Первое поколение ядерных реакторов составляют первые энергетические реакторы 1950-х и 1960-х годов. В качестве топлива использовался, главным образом, природный уран либо низкообогащенный (оксид урана, UOX), замедлителя – графит, легкая и тяжелая вода, теплоносителя – вода и CO2. Были также разработаны и первые реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: в США – EBR-1(1951), EBR-2, Enrico Fermi (1968); во Франции – Rapsodie, Phenix (1974); в СССР – БОР-60, БН-350 (1973); в Великобритании – PFR (1974). Они подготовили условия для разработки в будущем реакторов IV поколения. Это была первая в истории попытка осуществить то, что сейчас называется «устойчивым развитием реакторной технологии» (в частности, путем оптимизации использования природных ресурсов и переработки облученного топлива для извлечения из него урана и плутония).
Поколение II (1970- 2000 годы) – это промышленные реакторы, введенные в эксплуатацию после первого нефтяного кризиса 1974 года, до сих пор находятся в работе. В основном легководные реакторы, подразделяемые на две основные группы: с кипящим теплоносителем (BWR) и теплоносителем под давлением (PWR). Легководные реакторы II поколения отлично зарекомендовали себя в области обеспечения безопасности.
Поколение III (текущий период, реакторы эволюционного типа эпохи «атомного ренессанса») это реакторы, разработанные в 1990-х гг. Некоторые из них в настоящее время сооружаются. Как правило, они относятся к реакторам с легководным теплоносителем:
– EPR (Evolutionary pressurized reactor производства компании AREVA, строящиеся в Финляндии, Франции и Китае;
– AP-1000 производства Toshiba-Westinghouse (усовершенствованный PWR) в Китае; ВВЭР-1200 (проект «АЭС-2006», разработанный ОКБ «ГИДРОПРЕСС») в России, и
– APR-1400 (Advanced power reactor производства KEPCO) в Абу-Даби.
Задачами разработок концепций ядерных установок следующего поколения являются:
- снижение стоимости и рисков (аварии на АЭС, обращение с отходами, нераспространение);
- приспособление к условиям рынка;
- новые области применения (локальные нужды небольших стран и районов, опреснение воды, производство водорода и т.п.).
С Поколением IV термин «реактор» заменяется более корректным термином «система», что включает в себя как непосредственно сам реактор, так и переработку (рециклирование) ядерного топлива. Такие новые системы должны обладать более высокими эксплуатационными показателями, чем предыдущие поколения, в области обеспечения устойчивого развития, конкурентоспособности, безопасности и надежности, а также защиты от распространения, оправдывая использование в их отношении выражения «технологический прорыв».
Системы IV поколения обеспечат оптимальное использование природных ресурсов и надежность энергоснабжения. Слабой стороной существующих ядерных технологий является их ограниченная способность к использованию энергетического потенциала уранового топлива. Тепловые реакторы I и II поколений используют изотоп урана, который составляет лишь менее 1% общего количества урана, встречающегося в природе. Реакторы-размножители способны использовать значительную часть энергетического потенциала, недоступного тепловым легководным реакторам, в результате чего из того же исходного количества урана может быть произведено в 50 раз больше энергии.
Такие реакторы способны преобразовывать 238U в делящийся 239Pu даже интенсивнее, чем сами поглощают делящийся материал (свойство, называемое «размножением»). Кроме того, они могут использовать топливо с очень низким содержанием урана, соответствующим руде. Образование отходов будет минимальным. Недостатком открытого топливного цикла, предусматривающего захоронение отработавшего ядерного топлива без переработки, является объем, уровень радиотоксичности и остаточное тепловыделение ОЯТ. По прогнозным оценкам на ближайшие несколько десятилетий, к 2060 году накопится настолько значительное количество требующего захоронения ОЯТ, что это станет неприемлемым для человеческого общества. Эта проблема, однако, была частично решена в странах, где принято решение о промышленной переработке ОЯТ с целью извлечения плутония (замкнутый ядерный цикл с частичным рециклированием), – Франции, Великобритании, России, Японии и Индии.
Для систем IV поколения остается основополагающим принцип глубокоэшелонированной защиты со значительными запасами безопасности (стандарты МАГАТЭ). Он относится к детерминистическим принципам, что означает выполнение систематического анализа заданных исходных событий и их последствий (проектных аварий). Однако, как показал опыт, для более полного учета неопределенностей, которые неотъемлемо присущи инновационным системам IV поколения, подход к обоснованию их безопасности должен носить смешанный, детерминистически-вероятностный характер, обеспечивая тем самым общую гомогенность и согласованность проекта.
В современной атомной промышленности системы обеспечения безопасности, в целом, имеют активный характер, то есть их действие зависит от работы электрических и механических приводов различного оборудования, например датчиков, арматуры, насосов, аккумуляторов, теплообменников и систем внутреннего энергопотребления. Реакторы III и IV поколений оснащены более эффективными системами безопасности. В некоторых из них системы безопасности являются пассивными, что намного более эффективно, надежно и экономично.
