Ръководител: доц. д-р Татяна Авджиева
тел.: 8161 603
е-mail: tavdjieva@phys.uni-sofia.bg

Магистърската програма Ядрена енергетика и технологии има за цел подготовката на висококвалифицирани специалисти в областта на физиката и експлоатацията на ядрените реактори, екологията на ядрения горивен цикъл и приложението на ядрено-физичните методи в различни области на науката, медицината и практиката.

Инженер физикът, завършил магистърската програма „Ядрена енергетика и технологии” трябва да придобие широка фундаментална подготовка от теоретични и приложни дисциплини, а също и солидни професионални знания в областта на специалността. Допълнително условие е да притежава висок мотивационен потенциал за развитие и усъвършенстване. Широкопрофилната подготовка се получава от инженерно – физичната насоченост на магистърската програма, в която

балансирано са застъпени: базисни ядренофизични дисциплини като Неутронна физика, Физика на ядрените реактори, Експериментална ядрена физика, Дозиметрия и лъчезащита, Ядрена електроника, Увод в ядрените технологии, Изчислителни методи в ядрените технологии; специализиращи теоретико – приложни дисциплини като Експлоатационна реакторна физика и ядрена безопасност, Реакторен анализ, Радиохимия, Метрология на йонизиращите лъчения; инженерно - при ложни курсове като Топлофизика на АЕЦ, Техническа хидромеханика, Надеждност в ядрената енергетика, Реакторни материали в АЕ.

Завършилите магистри имат възможности за реализация в АЕЦ, като експерти по реакторно-физични технологии; радиохимия; радиационна защита и дозиметрия; неутроннофизични реакторни пресмятания; както и в научноизследователски звена, специализирани в областта на ядрената енергетика. Те се реализират също в институциите, свързани с метрологията и контрола на йонизиращите лъчения.

В зависимост от предварителната образователна степен на кандидатите магистърската програма има четири разновидности:

Целта на курса е да се запознаят студентите с неутронно-физичните характеристики на ядрените реактори и начините за тяхното измерване и пресмятане. Основно внимание се отделя на уравнението на кинетиката за точков реактор, което е фундаментално за ядрената безопасност. Разгледани са различни преходни процеси с една и 6 групи закъсняващи неутрони за по задълбочено разбиране на кинетиката на ядрените реактори. Детайлно се разглеждат физичните процеси при регулиране с пръти и с бор. Разгледани са и процеси с неравновесно отравяне от ксенон-135 и от самарий-149, както и с изгаряне на ядреното гориво. Една лекция е посветена на влиянието на температурата върху микросеченията на взаимодействие на неутроните с ядрата. В друга лекция са разгледани температурния и мощностния ефекти и коефициенти на реактивност.

Целта на курса е да се дадат познания за закономерностите и физичните основи на топлообменните процеси и по-специално на преноса на топлина чрез “Топлопроводност” и “Конвективен топлообмен”. В материала е изложено пресмятането на температурното поле и топлинния поток през тела с проста геометрична форма, които се използват като елементи в ядрената енергетика. В курса са представени топлохидравлични пресмятания на различни канали, активна зона и циркулационни контури на реактори с принудителна и естествена циркулация. Тези пресмятания се свързват с топлотехническата надежност на активната зона, както и с ядрената безопасност на централите. В курса са представени основните проблеми и особености на топлообмена в ядрените реактори. Внимание е отделено на топлофизичните процеси, протичащи в АЕЦ при различни аварийни режими. Курсът дава познания върху механизма на възникване на криза на топлообмен, който е сложен топлофизичен проблем и има същественна роля при определянето на критериите за безопасна експлоатация на АЕЦ.  
    Практическите занятия се състоят във физическа интерпретация на процесите, които протичат при решаване на топлофизични задачи, свързани с активната зона, парогенераторите и др. в АЕЦ.