Укр.
Eng.
    
Навчально-науковий інститут
атомної та теплової енергетики
Національний технічний університет України
"Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського"
Телефон деканату:
Кафедри

Науково-дослідний центр надійності та безпеки АЕС

Кафедра атомної енергетики
Кафедра теплової та альтернативної енергетики
Кафедра інженерії програмного забезпечення в енергетиці
Кафедра цифрових технологій в енергетиці
Кафедра автоматизації енергетичних процесів
Навчально-науковий центр підтримки ядерної захищеності
Науково-дослідна (експериментальна) лабораторія процесів в енергетичному обладнанні
Навчально-наукова лабораторія кіберенергетичних систем
Навчально-наукової лабораторії комп'ютерного моделювання в енергетиці

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.

Переглядів: 97