Науково-дослідний центр надійності та безпеки АЕС

Науково-дослідний центр надійності та безпеки АЕС це науково-дослідницька установа, яка упорядкована Навчально-науковому інституту атомної та теплової енергетики Національного технічного університету України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського». 

Науково-дослідний центр надійності та безпеки АЕС (надалі «Центр») було створено для вирішення наступних завдань:

• Сприяння впровадженню на сучасному рівні освітньої та наукової діяльності за спеціальністю 143 «Атомна енергетика».
• Сприяння: проведенню наукових досліджень у навчально-науковому інституті; забезпеченню творчої діяльності учасників освітнього процесу (як здобувачів так і НП/НПП); використанню отриманих результатів в освітньому процесі; підготовки наукових кадрів вищої кваліфікації.
• Забезпечення атомної галузі України ефективною всебічною науковою підтримкою за рахунок використання наукового потенціалу всього НТУУ КПІ ім. Ігоря Сікорського.

Для цього передбачається:

• Виконання науково-дослідницьких робіт з підвищення надійності та безпеки діючих АЕС. 
• Виконання науково-дослідницьких робіт з обґрунтування надійності та безпеки перспективних реакторних установок.
• Залучення учасників освітнього процесу (студентів та науково-педагогічних працівників) до виконання науково-дослідницьких робіт.
• Підвищення якості освіти на всіх рівнях вищої освіти за спеціальністю 143 «Атомна енергетика».
• Підвищення кваліфікації науково-педагогічних працівників КПІ ім. Ігоря Сікорського центру.
• Підготовка Підвищення кваліфікації кадрів ядерної галузі України.
• Надання науково-технічної підтримки ядерної галузі України.
• Надання всебічної підтримки впровадження нових типів реакторних реактивних установок.
• Організація вивчення та підвищення кваліфікації з використання розрахункових кодів оцінки безпеки АЕС.
• Застосування багатофункціональних тренажерів у навчальному процесі та підвищенні кваліфікації працівників ядерної галузі України.

Центр має певну кількість штатних працівників. Між тим, для виконання науково-дослідних робіт передбачається залучення здобувачів, наукових і науково-педагогічних працівників як ІАТЕ, так і НТУУ КПІ ім. Ігоря Сікорського у цілому. Кількість і склад залученого персоналу визначається цілями та завданнями кожної конкретної науково-дослідної роботи.

Центр орієнтовано не тільки на вирішення питань підвищення якості освіти, кваліфікації НП і НПП, но і на вирішення наукових питань з надійної й безпечної роботи діючих АЕС України. Також, своїми розробками Центр буде сприяти розвитку атомної галузі і введенню в експлуатацію нових сучасних і безпечних АС, у тому числі з реакторами нового покоління.

Для вирішення цих питань Центр має розрахункові коди, які застосовуються в обґрунтуванні безпеки українських АЕС:

• RELAP5 Mod 3.2
• MELCOR 1.8.5
• CONTAIN 2.0
• SAPHIRE 8.0
• ORIGIN 2.0

Також, Центр має сучасне потужне комп’ютерне обладнання і програмне забезпечення 3KEYMASTER WSCorp., яке використовується для створення і функціювання моделей тренажерів, а також навчальних тренувань. Програмне забезпечення тренажеру дозволяє моделювати таки процеси в реакторних установках любого типу:

• Теплогідравлічні;
• Нейтронно-фізичні;
• Електричні;
• Хімічні.

На даний час у Центрі є 2 моделі енергоблоків:

• ВВЄР-1000/320 Рівненської АЕС;
• Узагальнений водяний реактор під тиском потужністю 1400 МВт – Generic PWR.

Тренажер складається з:

• Серверу (4 сервера DELL PowerEdge R640 … ;
• 12 робочих місць операторів-студентів (компьютер Dell Precision 3450 2 монітора Dell Professional P2422H, 24”
• Робочого місця лаборанта Dell Dell
• Робочого місця інструктора-викладача Dell Dell
• 3 великих екранів Телевізор Sony 65" XR65X90J 4K UHD LED LCD TV

Заняття можуть бути як індивідуальні, так і у складі групи – зміни БЩК

Передбачено наступні режими функціювання тренажеру:

• Оператора
• Інструктора
• Розробника

Перші 2 режиму використовуються для організації як індивідуальних, так і групових занять. Останній режим дозволяє виконувати задачі моделювання обладнання та систем енергоблоку для виконання проєктних робіт, бакалаврських робіт, магістерських дисертацій та у науково-дослідній роботі.  

Наприклад, за використовуючи середовище програмування 3KEYMASTER WSCorp можливо створювати навіть перспективні реакторні установки. 

До складу програмного забезпечення 3KEYMASTER WSCorp також входить інструментарій для створення занять на тренажері – Intellectual Training System (ITS – інтелектуальна система навчання). 

Створено 5 перших занять які використовуються у якості лабораторних робіт декількох дисциплін:

• Розрив головного паропроводу
• Течі 1-го контуру під гермооболонку
• Відмова 2 ТЖН
• проведення фізекспериментів на мінімально контрольованому рівні потужності
• Набір потужності енергоблоку від МКР до номіналу

Кожне заняття складається з теоретичної частини, блоку тестових питань і практичної частини з виконання дій оператора на БЩК.

Взагалі, лабораторні роботи та комп’ютерні практикуми розроблюються для наступних дисциплін:

• Турбіни АЕС;
• Технологія теплоносіїв;
• Насосне та допоміжне обладнання АЕС;
• Енергетичні ядерні реактори;
• Атомні та теплові електричні станції;
• Теплогідравличні процеси в енергетичних установках;
• Експлуатація та діагностика паротурбіних установок АЕС;
• Парогенератори та теплообмінники АЕС - 1;
• Нестаціонарні процеси та керування ядерними паровидобувними установками (ЯПВУ);
• Основи експлуатації АЕС-1;
• Теорія та системи автоматичного управління атомних електричних станцій;
• Контроль та регулювання паротурбінних установок атомних електричних станцій;
• Режими експлуатації атомних електричних станцій;
• Ядерно-фізичні методи діагностики реакторів атомних електричних станцій;
• Експлуатація ядерних установок; 
• Аварійні режими та безпека атомних станцій.

До складу тренажеру Generic PWR входять вже розроблені заняття в системі ITS:

1. Навчання роботи з ITS
2. Людино-машинне взаємодія
3. Загальний опис Generic PWR
4. Опис 1-го контуру
5. Опис автоматичного регулятору потужності
6. Генератор та електричні системи
7. Теплообмінне обладнання
8. Насоси живильної води 
9. Пуск турбіни
10. Генератор і головна електрична схема
11. Аварійний захист

Вказані вище можливості дозволяють виконувати підготовку фахівців не тільки для існуючих реакторних установок ВВЕР, а також для реакторів західного типу PWR, побудова яких почалась на площадці Хмельницької АЕС.