Магистратура "Современные технологии легководных ядерных реакторов" НИЯУ МИФИ, Москва

Основной акцент сделан на освоение современных методов анализа и управления технологическими процессами на АЭС. Студенты получают навыки компьютерного моделирования, работы с автоматизированными системами контроля, а также учатся проводить спектрометрию и дозиметрию ионизирующих излучений. Особое внимание уделяется физике ядерных реакторов, теории переноса нейтронов и радиационной защите.

Программа также включает изучение передовых цифровых технологий, применяемых в ядерной энергетике, таких как машинное обучение, обработка больших данных и численное моделирование. Это позволяет выпускникам не только понимать принципы работы легководных реакторов, но и разрабатывать инновационные решения для повышения их эффективности и безопасности.

Изучаемые дисциплины:

• Специальные главы высшей математики
• Менеджмент и маркетинг
• История и методология научного познания
• Профессиональный модуль
• Ядерная физика.

Вариативная часть:

• Иностранный язык
• Спектрометрия ионизирующих излучений
• Информационная техника
• Численные методы в теплофизике (часть 1)
• Численные методы в теплофизике (часть 2)
• Методы обработки результатов эксперимента
• Методы компьютерного моделирования
• Автоматизированные системы управления технологическими процессами на АЭС
• Двухфазные потоки
• Атомные станции: типы, оборудование, эксплуатация
• Дозиметрия ионизирующих излучений
• Контроль и управление технологических параметров на АЭС
• Теория переноса нейтронов
• Физика защиты
• Дозиметрия ионизирующих излучений (углублённый курс)
• Контроль и управление технологических параметров на АЭС (углублённый курс) 
• Теория переноса нейтронов (углублённый курс) 
• Физика защиты (углублённый курс)
• Конструкционные материалы
• Материаловедческие проблемы экологии
• Научные основы ядерной энергетики
• Объектно-ориентированное программирование на языке Python
• Основы САПР для ядерно-физических установок
• Радиационная безопасность
• Происхождение Вселенной
• Надежность оборудования атомных реакторов и управление риском
• Теория автоматического управления
• Методы исследования нестационарных тепловых процессов
• Спектрометрия реакторных нейтронов
• Интерфейсы и сети
• Физика ядерных реакторов
• Python для анализа данных и научной визуализации
• Введение в обработку данных с помощью пакета ROOT
• Детекторы излучений в ядерно-физических экспериментах
• Материалы термоядерных реакторов
• Машинное обучение
• Нейтронная физика
• Операционная система Linux
• Система компьютерной верстки LaTeX
• Современная гамма-спектрометрия
• Современная теория гравитации
• Специализированные пакеты численного моделирования и анализа
• Увлекательная ядерная физика
• Численные методы в физике
• Язык программирования Fortran
• Язык программирования Python
• Электрическое оборудование АЭС
• Системы радиационного контроля
• Радиационный контроль на АЭС
• Контроль и диагностика ядерных энергетических установок
• Нормирование радиационной безопасности
• Управление и безопасная эксплуатация ядерных энергетических установок
• Динамика и кинетика ядерных реакторов
• Тепловыделяющие элементы и сборки ядерных реакторов
• Ядерные технологии и экология топливного цикла
• Радиационная и экологическая безопасность в ядерной энергетике
• Цифровые системы автоматического управления
• Ввод, вывод из эксплуатации объектов ядерного топливного цикла.