Стратегическая программа исследований
|
Скачать 0.69 Mb.
|
 ГОСУДАРСТВЕННАЯ КОРПОРАЦИЯ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИГК “РОСАТОМ”
СТРАТЕГИЧЕСКАЯ ПРОГРАММА ИССЛЕДОВАНИЙ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ПЛАТФОРМЫ “УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ” (проект)  Инициатор: Государственная корпорация по атомной энергии - ГК “Росатом” Координатор: АО “ГНЦ РФ Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований” Москва 2015 СОДЕРЖАНИЕ
Принятые сокращения УТС – управляемый термоядерный синтез – протекающий в земных условиях физический процесс слияния легких ядер, лежащий в основе нового неограниченного ресурсами источника тепловой и электрической энергии, аналогичного энергетическому источнику звезд, и реализуемый в магнитных ловушках с длительно удерживаемой плазмой при температурах выше 100 миллионов градусов. ТП УТС – технологическая платформа УТС ТОКАМАК – тороидальная магнитная ловушка для удержания высокотемпературной плазмы, в которой идет управляемая термоядерная реакция. ИТЭР – первый международный экспериментальный термоядерный реактор, использующий токамак для осуществления управляемого термоядерного синтеза. Реактор ИТЭР находится в стадии строительства в г. Кадараш (Франция) и должен продемонстрировать научную и техническую реализуемость длительной термоядерной реакции мощностью 500 МВт в 2018-2038 годах. ДЕМО – первая международная демонстрационная термоядерная электростанция на принципах токамака, сооружение которой планируется в Японии. ДЕМО должна продемонстрировать техническую возможность генерации электрической мощности около 1 ГВт, а также надежную работу всего комплекса технологий УТС. Т-15МД – инженерно-физический токамак с дивертором и гибкой магнитной конфигурацией. ТИН – термоядерный источник нейтронов. Игнитор – токамак, в котором инициирование и поддержание термоядерных реакций происходит, в основном, за счет протекающего по плазме тока. Совместный проект России и Италии. Байкал – уникальная установка инерционного термоядерного синтеза, создаваемая во АО “ГНЦ РФ ТРИНИТИ ” ПТЭ – промышленная термоядерная электростанция. БР – реакторы на быстрых нейтронах - ядерные реакторы деления, в которых для генерации энергии и трансмутации изотопов урана используются реакции не замедленных нейтронов. БР могут моделировать модификацию свойств конструкционных материалов под действием интенсивных нейтронных потоков, характерных для термоядерного реактора. ИФМИФ (IFMIF) – международный стенд для испытания модификации свойств конструкционных материалов под воздействием интенсивных потоков нейтронов. Сооружение ИФМИФ планируется в Японии. breakeven – достижение условий, при которых энергия, выделившаяся в ходе протекании термоядерных реакций в установке, становится равной энергетическим затратам на их инициацию РАН – Российская академия наук НИЦ “КИ” – Национальный исследовательский центр “Курчатовский институт” АО “ГНЦ РФ ТРИНИТИ” – Акционерное общество “Государственный научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований” АО “НИИЭФА” – Акционерное общество “Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д.В.Ефремова” АО “НИКИЭТ” – Акционерное общество “Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля” АО “ВНИИНМ” – Акционерное общество “Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А.А.Бочвара” ФГУП “Красная звезда ” – Федеральное государственное унитарное предприятие “Красная звезда ” НИЯУ “МИФИ” – Национальный исследовательский ядерный университет “Московский инженерно-физический институт” ФТИ РАН – Физико-технический институт им. А.Ф.Иоффе РАН ИОФ РАН – Институт общей физики им. А.М.Прохорова РАН ИПМ РАН – Институт прикладной математики им. М.В.Келдыша РАН ИЯФ СО РАН – Институт ядерной физики им. Г.И.Будкера Сибирского отделения РАН ИПФ РАН – Институт прикладной физики РАН ИПУ РАН – Институт проблем управления им. В.А.Трапезникова РАН МГТУ им. Н.Э. Баумана – Московский государственный технический университет им. Н.Э. Баумана МФТИ – Московский физико-технический институт ВМК МГУ – Факультет вычислительной маетматики и кибернетики МГУ им. М.В. Ломоносова ТПУ – Национальный исследовательский Томский политехнический университет АО ГСПИ – АО «Государственный специализированный проектный институт» Введение 1.1 Цели, задачи, направления деятельности
− организация взаимодействия участников технологической платформы для развития работ по разработке фундаментальных основ и технологий управляемого термоядерного синтеза; − разработка долгосрочной стратегии научных и прикладных исследований в области физики плазмы и управляемого термоядерного синтеза; − продвижение российской научно-технической продукции и услуг по проведению научных исследований в области физики плазмы и управляемого термоядерного синтеза. 2. Основные задачи: − создание системы взаимодействия участников технологической платформы, в том числе с использованием научного совета ГК “Росатом”, конференций по управляемому термоядерному синтезу, научных семинаров и сети Интернет, для обеспечений коммуникаций и публичного доступа к информации о проектах, инициативах и механизмах финансирования и их обсуждения; − мониторинг достижений в области УТС; − создание механизмов экспертизы НИОКР и проектов в области УТС. 3. Основные направления деятельности: − прогнозная и аналитическая деятельность, выбор стратегических научных направлений, разработка дорожных карт достижения стратегических целей, консультационная и информационная поддержка федеральных органов исполнительной власти, государственных организаций и учреждений по профилю деятельности ТП УТС; − согласование усилий заинтересованных сторон, включая федеральные министерства и ведомства, органы власти регионального и муниципального уровня, научные и образовательные организации, государственные корпорации, предприятия и организации всех форм собственности, инфраструктурные монополии, предпринимаемых ими в рамках существующих механизмов реализации национальной научно-технологической политики, отраслевых стратегий и программ, корпоративных программ развития и т.д.; − стимулирование научных исследований в области физики плазмы, управляемого термоядерного синтеза и освоение передовых технологий, необходимых для реализации национальных интересов России и потребностей российского общества; − распространение информации по профилю деятельности ТП УТС, информационная поддержка мероприятий Платформы, связь с родственными отечественными и зарубежными технологическими платформами, структурами и организациями, рекламная деятельность, Инициатор платформы: Государственная корпорация по атомной энергии “Росатом”. Координатор платформы: АО “Государственный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований”. 1.2 Участники технологической платформы Национальный исследовательский центр “Курчатовский институт”; Акционерное общество “Государственный научный центр Российской Федерации Троицкий институт инновационных и термоядерных исследований”; Акционерное общество “Научно-исследовательский институт электрофизической аппаратуры им. Д.В.Ефремова”; Акционерное общество “Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля”; Акционерное общество “Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. А.А.Бочвара”; ФГБУ Петербургский институт ядерной физики им. Б.П.Константинова Национального исследовательского центра “Курчатовский институт”; ФГУП Российский федеральный ядерный центр – Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики; Федеральное государственное унитарное предприятие “Красная звезда”; Физико-технический институт им. А.Ф.Иоффе РАН; Институт общей физики им. А.М.Прохорова РАН; Институт прикладной математики им. М.В.Келдыша РАН; Институт ядерной физики им. Г.И.Будкера Сибирского отделения РАН; Институт прикладной физики РАН; Институт проблем управления им. В.А.Трапезникова РАН; АО Радиевый институт имени В.Г.Хлопина; АО ГСПИ - ОАО «Государственный специализированный проектный институт»; ГОУ “СПбГПУ”– Санкт-Петербургский государственный политехнический университет; Национальный исследовательский ядерный университет “Московский инженерно-физический институт”; Московский государственный технический университет им. им. Н.Э. Баумана; Московский физико-технический институт; Факультет вычислительной математики и кибернетики МГУ им. М.В. Ломоносова; Национальный исследовательский Томский политехнический университет; Южный Федеральный Университет; Частное учреждение“ИТЭР-Центр”; АО НПП “ГИКОМ”; АО “КриоМагниттехнологии” (НИФ); ФГУП Экспериментальный завод научного приборостроения со Специальным конструкторским бюро РАН; ООО "ФЕДАЛ". 1.3 Место и роль ТП УТС в термоядерных исследованиях и разработках Основной тенденцией развития общества в XXI веке является непрерывный рост энергопотребления, связанный как с ростом народонаселения, так и с нарастанием потребности в энергии стран третьего мира, что необходимо для их развития. Возможности удовлетворения возрастающих потребностей в энергии, как за счет топлива органического происхождения, так и за счет возобновляемых источников ограничены вследствие их естественных пределов. Поэтому необходимо разрабатывать источники энергии, которые не имеют практических ограничений. К ним относятся источники на основе синтеза ядер легких элементов и, как промежуточная стадия, источники на основе деления тяжелых ядер, а также их гибриды. Базовым источником энергии в долгосрочной перспективе может служить энергия деления ядер, если в топливный цикл будут включены весь природный уран, а также торий. С этой целью разрабатываются ядерные реакторы на быстрых нейтронах различного типа. В настоящее время ядерная энергетика базируется на реакторах с тепловыми нейтронами, проблема которых заключается в исчерпаемости топливных ресурсов в течении XXI века. Кроме того, в тепловых реакторах образуется большое количество высокоактивного отработанного топлива, которое требует специального обращения и оборудования специальных хранилищ. Важным фактором, определяющим темп развития ядерной энергетики, является крайне настороженное, а часто негативное, отношение к ней общественного мнения. Создание экономически эффективных и максимально безопасных быстрых реакторов в значительной степени решит проблемы как топливных ресурсов для тепловых реакторов, так и высокоактивного отработанного ядерного топлива. Однако для этого необходимо решить большое число научных и технологических проблем, для чего потребуется не одно десятилетие. При этом далеко не очевидно, что одновременно будут решены проблемы энергетической эффективности, необходимого темпа наработки топлива, утилизации ядерных отходов и безопасности. Термоядерная энергетика, основанная на синтезе ядер дейтерия и трития, обладает принципиальными преимуществами по сравнению с ядерной и другими видами источников энергии. Во-первых, она имеет практически неисчерпаемые топливные ресурсы. Во-вторых, она не имеет высокоактивных отходов и практически безопасна при любых возможных авариях. Термоядерная энергетика является экологически чистым и безопасным источником энергии. В-третьих, при использовании малоактивируемых конструкционных материалов термоядерный реактор проще выводится из эксплуатации. В-четвертых, в не гибридных термоядерных реакторах не будут нарабатываться продукты, которые могут использоваться для создания ядерного оружия. Термоядерные электростанции откроют возможность использования практически неисчерпаемого и безопасного источника энергии от синтеза ядер легких элементов в плазме. Сеть термоядерных реакторов на Земле должна в основном заменить источники энергии, связанные с сжиганием природных ресурсов: нефти, угля и газа. Но разработка и создание такого источника энергии связана с рядом сложных научных и технических проблем, решению которых будут во многом способствовать результаты заявляемого проекта в области термоядерных технологий. Основным носителем энергии синтеза ядер дейтерия и трития служат нейтроны. При классической схеме их энергия преобразуется в тепло в бланкете термоядерного реактора, а затем в другие виды энергии. Известен другой путь использования потоков термоядерных нейтронов, который еще в 70-х годах прошлого века подробно анализировался в советских лабораториях. Этот путь заключается в создании гибридных (синтез-деление) установок, бланкеты которых содержат уран-238, торий- 232, или минорные актиниды из отработанного ядерного топлива. Гибридные установки могут использоваться для наработки ядерного топлива тепловых реакторов (плутоний-239 и уран-233), для трансмутации долгоживущих высокоактивных отходов, а также для выработки энергии в подкритических системах. Требования к плазменной части и нейтронным потокам для гибридных установок на порядок ниже, чем к чисто термоядерным реакторам, что может существенно сократить время их внедрения. Стационарные установки управляемого термоядерного синтеза основаны на удержании высокотемпературной плазмы в магнитных полях различной конфигурации. К таким установкам относятся токамаки, стеллараторы и открытые магнитные ловушки. Среди них наибольшие успехи достигнуты на токамаках, которые были предложены советскими учеными. На токамаках впервые была продемонстрирована возможность достижения условий интенсивного протекания реакций синтеза и генерация нейтронных потоков большой мощности. Обширная база данных, полученная на десятках токамаков, и современные плазмо-физические коды для моделирования плазменных процессов позволили международному сообществу в составе России, США, Японии и Европейского Союза разработать проект Международного экспериментального термоядерного реактора ИТЭР. К настоящему времени в состав международной коалиции ИТЭР также вошли Китай, Индия и Южная Корея. Сооружение ИТЭР начато в г. Кадараш (Франция). В настоящее время в мире работает около 35 токамаков, и результаты проводимых на них экспериментов ориентированы на изучение и управление высокотемпературной плазмой, в основном, под задачи ИТЭР. Наиболее важные результаты для ИТЭР получаются на вытянутых по вертикали токамаках с конфигурацией полоидальной системы, которая в уменьшенном масштабе повторяет конфигурацию расположения катушек управления полоидальными магнитными полями в ИТЭР. К таким токамакам относятся, в частности, JET и MAST (Великобритания, г. Абингдон), DIII-D (США, г. Сан Диего), NSTX (США, г. Принстон), ASDEX Upgrade (Германия, г. Гаршинг), TCV (Швейцария, г. Лозанна), KSTAR (Южная Корея), EAST (Китай). В России к таким токамакам относится Глобус-М (Санкт-Петербург, ФТИ им. А.Ф. Иоффе), а также проектируемый токамак Т-15MД (Россия, Москва, НИЦ КИ). На токамаках с круглым поперечным сечением, например, таких как Т-10 (Россия, г. Москва, НИЦ КИ), Tore Supra (Франция, г. Кадараш) отрабатываются технологии стационарной работы термоядерных реакторов при управлении профилями плазменных параметров (тока, запаса устойчивости, температуры и давления). Предпосылками выбора технологической платформы как инструмента решения задач овладения энергией термоядерного синтеза являются следующие: - множественность потенциальных участников технологической платформы и косвенных бенефициаров от реализации технологической платформы; необходимость представления различных групп интересов, обеспечения содержательного и представительного обсуждения перспектив технологической модернизации и форм партнерства бизнеса, науки, государства; - потенциальное мультисекторальное (многоотраслевое) применение технологий, разработка которых предполагается в рамках технологической платформы; необходимость взаимодействия компаний из различных секторов для определения технологических задач; - многодисциплинарность необходимых исследований для разработки перспективных технологий; - неясность существующих компетенций в российском научно-технологическом секторе, наличие ведомственных барьеров между научными организациями, перспективы развития кооперации между научно-технологическими организациями для реализации сложных проектов. В качестве ключевых направлений совершенствования государственного регулирования в целях поддержки функционирования технологической платформы могут быть выделены: - уточнение тематики исследований и разработок, финансируемых государством; - уточнение направлений и принципов поддержки государственными институтами развития научно-технической и инновационной деятельности; - определение направлений международного научно-технического сотрудничества. Рост народонаселения планеты и процесс выравнивания энергопотребления в различных регионах мира требуют непрерывного роста производства энергии. Разработка и освоение новых источников энергии входит в число приоритетных задач государства. Управляемый термоядерный синтез является одним из наиболее перспективных способов производства энергии в будущем. Для разработки и широкомасштабного использования нового вида производства энергии требуются усилия экономически развитых стран в течение десятилетий. Реализация международного проекта термоядерного экспериментального реактора ИТЭР является первым шагом на пути практического овладения энергией управляемого термоядерного синтеза. Необходимость решения проблемы термоядерного синтеза и создания ТИН, подготовки России к участию в сооружении ДЕМО на базе технологической платформы обусловлена ее:
Результаты комплексного анализа уровня развития работ в области управляемого термоядерного синтеза в России, проведенного с учетом таких параметров эффективности как человеческий капитал, генерация знаний и их применение, показывают, что основные достижения были получены на крупнейших установках. Начало успешной реализации проблемы УТС положено в 1968 году достижением на установке Токамак-3 температуры плазмы 5 млн. градусов и в 1975 году на установке Токамак-10 – 12 млн. градусов. С использованием сверхпроводников на установке Токамак-15 осуществлен режим стационарного поддержания магнитного поля, что имеет принципиальное значение для энергетического термоядерного реактора. Это явилось определяющим шагом к достижению требуемых для реактора параметров плазмы и определило основной путь разработки термоядерного реактора. В 90-е годы на установках TFTR (США) и JЕТ (ЕС) осуществлены термоядерные реакции синтеза с мощностью 10 и 17 МВт. На установке JТ-60 (Япония) был получен расчетный выход термоядерных реакций превышающих затраты энергии на их возбуждение. Практика решения проблемы в последние годы без использования утвержденной технологической платформы на федеральном уровне привела к заметному ослаблению позиций России в международном термоядерном сообществе. Без применения подхода на основе технологической платформы не возможно: - создать стратегический энергетический источник и повысить роль энергетического потенциала России на глобальном рынке; - разработать и освоить передовые энергетические технологии; - получить научный и практический опыта работы на различных стадиях сооружения и эксплуатации новых экспериментальных энергетических установок, технологических и промышленных систем (ИТЭР, ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ); - накопить знания и опыт в области управляемого термоядерного синтеза; - осуществить эффективную координацию научных исследований, связанных с разработкой систем управления плазмой в термоядерных реакторах-токамаках; - развить национальную научно-технологическую базу для скорейшего освоения перспективных видов энергии; - обеспечить координацию деятельности министерств и ведомств в рамках национальной и международной кооперации. В части кооперации Российских организаций технологической платформы главными задачами являются: Задача 1. «Создание инфраструктуры и системы управления проектом и подготовки кадров» ― ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ (ГК «Росатом»), ФГУ НИЦ «Курчатовский институт», НИЯУ МИФИ, ИПУ РАН. Задача 2. «Обеспечения развития основ термоядерной энергетики в России» головными организациями являются: ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ (ГК «Росатом»), ФГУ НИЦ «Курчатовский институт»; Задача 3. «Создание единого комплекса информационно-измерительной и управляющей системы термоядерного реактора-токамака (ИТЭР, ТИН, ИГНИТОР, ДЕМО и ПТЭ) с интегрированными системами магнитного и кинетического управления плазмой» ― ИПУ РАН, ФГУП ГНЦ РФ ТРИНИТИ (ГК «Росатом»), МГТУ им. Н.Э. Баумана, МФТИ, ФГУП «НИИЭФА им. Д.В.Ефремова» (ГК «Росатом»). Задача 4. «Реализация международного проекта ИТЭР». Перечень головных организаций, ответственных за изготовление основных систем реактора ИТЭР, определенный на стадии подготовки технического проекта и отработки базовых технологий изготовления поставочных систем: - ФГУП «НИИЭФА им. Д.В.Ефремова» (ГК «Росатом») - по изготовлению катушки полоидального поля магнитной системы; патрубков вакуумной камеры; панелей первой стенки; центральной сборки дивертора и проведению тепловых испытаний дивертора, коммутирующей аппаратуры; - ОАО «ВНИИНМ им. А.А.Бочвара» (ОАО «ТВЭЛ»), ОАО «ЧМЗ», ОАО «ВНИИКП» - по изготовлению сверхпроводящих ниобий-оловянных и ниобий-титановых стрендов и кабелей; - ОАО «НИКИЭТ им. Н.А.Доллежаля» - по изготовлению несущих конструкций первой стенки защитных модулей бланкета и соединителей; - ИПФ РАН, ООО «Гиком» и РНЦ КИ – по изготовлению и испытаниям мощных СВЧ-генераторов (гиротронов) для системы дополнительного нагрева плазмы; - НИЦ КИ, ФТИ им. А.Ф.Иоффе, ФГУП «ГНЦ РФ ТРИНИТИ» – по изготовлению и испытаниям диагностических систем реактора ИТЭР. У головных исполнителей имеются организации соисполнители, в отношении которых они выполняют функцию заказчика. В части международного сотрудничества предполагается проведение исследований и разработок в области УТС с магнитным удержанием широким фронтом ведутся в объединенной Европе, США, Японии, Китае, Южной Корее, Индии, Бразилии и в ряде других стран, на что правительствами, помимо проекта ИТЭР, выделяется более 1,5 млрд. долл. США. С одной стороны, эти работы обеспечивают научную и технологическую поддержку проекта ИТЭР и разработки ДЕМО, а с другой дают возможность создавать перспективные токамаки, обладающими меньшими размерами и стоимостью, разрабатывать гибридные (синтез-деление) установки для решения задач современной ядерной энергетики. Участие России в сотрудничестве с ведущими зарубежными центрами термоядерных исследований позволит: - совместно разрабатывать и реализовывать проекты типа токамак Игнитор и токамак КТМ;
Наиболее перспективными для сотрудничества представляются токамаки: Игнитор – первый токамак, проектируемый для достижения условий зажигания термоядерных реакций в основном за счет омического нагрева плазмы протекающим током в сильном магнитном поле. Токамак ИГНИТОР планируется разместить в зале с биозащитой на комплексе ТСП ГНЦ РФ ТРИНИТИ. Россия обеспечивает токамак системами питания, криогеники, диагностиками, организацию и проведение программы научных исследований (процессы инициирования термоядерных реакций, включая влияния α-частиц на процессы удержания плазмы в токамаке, управление плазмой и термоядерными реакциями и др.); КТМ – Казахстан (компактный токамак спроектированный и изготовленный в России, предназначенный для исследования физики компактных конфигураций в квазистационарном режиме, изучения и испытания материалов первой стенки и дивертора, и др.). JET – Англия (дополнительный нагрев, управление профилями поддержание неиндуктивного тока, разработка эффективных сценариев стационарного режима термоядерного горения, материалы и технологии первой стенки, диагностика и др.). TORE-SUPRA – Франция (поддержание стационарного режима с высокими параметрами плазмы, сценарии и технологии ВЧ-нагрева, технология первой стенки, проблемы срыва тока, тестирование и разработка кодов дополнительного нагрева и поддержания неиндуктивного тока, диагностики и др.). FTU – Италия (материалы и технологии первой стенки, технологии криорезистивных электромагнитных систем, диагностики и процессы в плазме высокой плотности и др.). MAST – Англия (плазменные процессы в компактных токамаках, дополнительный нагрев плазмы, вывод на стационарный режим, проблемы срыва тока, диагностики и др.). DIII-D – США (дополнительный инжекционный нагрев и поддержание неиндуктивного тока, разработка эффективных сценариев возбуждения и поддержания термоядерных реакций в токамаках, управление профилями, процессы на первой стенке и в диверторе, разработка и тестирование кодов, диагностики и др.). JT-60SU – Япония (выход на поддержание стационарного режима плазменного шнура, дополнительный нагрев плазмы и поддержание неиндуктивного тока, диагностики и др.). ASDEX Upgrade – Германия (системы магнитного и кинетического управления вытянутой по вертикали плазмой). TCV – Швейцария (токамак специально разработан и создан для исследования методов и систем управления плазмой с различной магнитной конфигурацией). Возможно организация сотрудничества с Китаем (установки EAST, LT-2) и Южной Кореей (KSTAR). |
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Похожие:
 |
Программа дисциплины «Методы научных исследований в менеджменте» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и студентов направления подготовки/ специальности... |
 |
Что такое право? Методические ресурсы (методическая литература, стратегическая технология, тактические технологии) |
|
Тема современные методы системных исследований Основные направления социологических исследований. Методы, используемые в рамках социологических исследований. Методологическая стратегия... |
|
Программа призвана способствовать расширению сферы научных исследований... Американское коммуникативное поведение: Научное издание / А618 Под ред. И. А. Стернина и М. А. Стерниной. Воронеж: вгу-мион, 2001.... |
|
Программа дисциплины «Стратегия социальных и маркетинговых исследований»... Курс «Стратегия социальных и маркетинговых исследований» рассчитан на студентов магистратуры, имеющих квалификацию бакалавра экономики... |
|
Рабочая программа по дисциплине б 3 «Программное обеспечение инженерных и научных исследований» Целью освоения дисциплины «Программное обеспечение инженерных и научных исследований» является формирование компетенций и навыков... |
|
Институт ядерных исследований учёный совет Институт ядерных исследований Российской академии наук образован в 1970 году для создания экспериментальной базы и проведения фундаментальных... |
|
Программа фундаментальных научных исследований государственных академий наук на 2008 2012 годы Основание для разработки Программы фундаментальных научных исследований государственных академий наук, цели, задачи и основные принципы... |
|
Программа дисциплины «Методы научных исследований в менеджменте» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и студентов направления 38. 03. 02 «Менеджмент»... |
|
Программа модуля составлена в соответствии с Федеральными государственными... Целью данной дисциплины является сформировать у студентов способности: использовать компьютерные технологии для организации экспериментальных... |
|
Информационно-образовательная среда учителя как ресурс для реализации компетентностного подхода Стратегическая задача Российского образования, – повышение качества образования, достижение новых образовательных результатов, соответствующих... |
|
Программа дисциплины «Компьютерные инструменты лингвистических исследований» Программа предназначена для преподавателей, ведущих данную дисциплину, учебных ассистентов и бакалавров направления подготовки 035800.... |
|
Конкурс 2015 года По Программам ран программа фундаментальных исследований Президиума ран №1 Программа включает в себя три Подпрограммы (I – III). Подпрограмма I «Физика и технология наноструктур, наноэлектроника и диагностика»... |
|
Геолого-техническое задание на проведение Газогидродинамических и газоконденсатных исследований и лабораторных термодинамических (pvt) исследований проб пластовых флюидов... |
|
Программа «Михаил Ломоносов» "Михаил Ломоносов" Михаил Ломоносов – финансируемая совместно daad и Министерством образования и науки РФ программа для проведения исследований по техническим... |
|
Программа «Иммануил Кант» "Иммануил Кант" Иммануил Кант – финансируемая совместно daad и Министерством образования и науки РФ программа для проведения исследований по гуманитарным,... |