Учебно-тематический план повышения квалификации преподавательского состава «Технологии производства электрической и тепловой энергии на атомных станциях»

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО ОБРАЗОВАНИЮ

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования

УРАЛЬСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ – УПИ

имени первого Президента Ельцина

 

УТВЕРЖДАЮ

Проректор

по учебной работе

ГОУ ВПО "УГТУ-УПИ"

________________

«____»_______________2010 г.

УЧЕБНО-ТЕМАТИЧЕСКИЙ ПЛАН

повышения квалификации преподавательского состава

«ТЕХНОЛОГИИ производства электрической и тепловой энергии на АТОМНЫХ СТАНЦИЯХ»

Цель:

Формирование представлений о текущем состоянии, определяющих тенденциях, стратегии развития и современных технологиях атомной энергетики

Категория слушателей: преподавательский состав образовательных учреждений среднего профессионального образования

Срок обучения:	72 часа	2 нед.
Форма обучения:		с отрывом от работы
Режим занятий:		8 часов в день

№№ п/п	Наименование модулей, разделов, дисциплин	Всего часов	в том числе	Формы контроля
Лекции	Выездные занятия, стажировка, деловые игры	Практические занятия
1	2	3	4	5	6	7
1.	Технологические схемы и компоновка оборудования АЭС	10	6		4	Тестовый контроль
1.1.	ФЦП «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на годы и на перспективу до 2015 года». Состояние атомной энергетики России. Конкурентоспособность атомных станций. Показатели эффективности работы АЭС. Пути повышения коэффициента использования установленной мощности. Одно-, двух - и трехконтурные схемы АЭС. Пути оптимизации тепловых схем АЭС.	2	2
1.2.	Технологическая схема АЭС с реактором РБМК. Компоновка главного здания АЭС с РБМК-1000. Технологические схемы АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000. Компоновочные решения главного здания АЭС с реакторами ВВЭР-440, ВВЭР-1000. Особенности технологической схемы и компоновочных решений АЭС-2006. Перспективные проекты АЭС с реакторами ВВЭР. Технологические схемы АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (РБН). Компоновочные решения АЭС с БН-600 и БН-800. Размещение основных отделений главного корпуса. Перспективные проекты АЭС с РБН (БН-1200, БРЕСТ-300 и т. д.).	8	4		4
2.	Ядерные энергетические реакторы	10	8		2	Тестовый контроль
2.1.	Реакторы на тепловых нейтронах. Конструкционные особенности канальных уран-графитовых реакторов. Конструкционные особенности реакторов с водой под давлением. Особенности реакторов на быстрых нейтронах (РБН), обогреваемых жидкометаллическим теплоносителем. Петлевая и интегральная компоновки РБН. Преимущества и недостатки. Интегральные компоновки РБН с верхней и нижней опорами корпуса. Основной и страховочный корпусы. Опорные конструкции корпусов и внутриреакторного оборудования: опорное кольцо, опорный пояс, опоры ГЦН, ПТО и элеваторов загрузки-выгрузки. Внутрикорпусная радиационная защита. Центральная поворотная колонна, поворотные пробки.	8	6		2
2.2.	Перспективные конструкции реакторных установок на тепловых нейтронах. Супер ВВЭР. Перспективные конструкции реакторов на быстрых нейтронах (БН-1200, БРЕСТ-300 и т. д.). Реакторы средней и малой мощности.	2	2
3.	Парогенераторы АЭС	6	4		2
3.1.	Требования, предъявляемые к парогенераторам (ПГ) АЭС. Классификация ПГ. Конструкционные схемы и конструкции ПГ, обогреваемых водой под давлением. Анализ надежности горизонтальных и вертикальных ПГ, обогреваемых водным теплоносителем. Повышение надежности горизонтальных ПГ.	2	2
3.2.	Требования, предъявляемые к ПГ, обогреваемым жидкометаллическим теплоносителем. Конструкционные материалы элементов ПГ. Парогенераторы для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Конструкции отечественных парогенераторов реакторных установок с жидкометаллическим теплоносителем (БОР-60, БН-350, БН-600, БН-800, БН-1200). Система контроля технологических параметров. Эксплуатационные пределы и условия. Аварийные режимы. Анализ надежности ПГ АЭС с РБН.	4	2		2
4.	Тепломеханическое оборудование АЭС	10	6		4
4.1.	Главные циркуляционные насосы. Питательные и аварийно-питательные насосы. Конденсатные насосы. Насосы вспомогательных систем. Насосы технического водоснабжения.	6	4		2
4.2.	Паротурбинные установки АЭС. Особенности турбин, работающих на насыщенном паре. Паротурбинные установки АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Пути совершенствования паротурбинных установок для АЭС.	4	2		2
5.	Методы оценки и снижения дозовых нагрузок персонала АЭС	8	6		2	Тестовый контроль
5.1.	Влияние ионизирующих излучений на человека. Эволюция дозовых пределов облучаемости. Источники ионизирующих излучений на АЭС. Особенности образования и переноса продуктов коррозии в технологическом контуре АЭС. Влияние типа реакторных установок на облучаемость персонала. Влияние качества эксплуатации на распределение радиоактивности по элементам оборудования Водно-химический режим и системы очистки водного теплоносителя Очистка натриевого теплоносителя	2	2
5.2.	Способы планирования дозовых нагрузок персонала. Оптимизация радиационной защиты персонала АЭС. Процедура ALARA. Методы снижения уровня излучения от радиоактивного оборудования. Дезактивация. Экранирование. Методы снижения времени пребывания в радиационных полях. Ремонт радиоактивного оборудования и укрупнение монтируемого оборудования в зоне минимального уровня излучения. Способы увеличения расстояния от источника излучения до работающего.	6	4		2
6.	Безопасность атомных станций	6	4		2	Тестовый контроль
6.1.	Основные принципы безопасности. Принцип глубокоэшелонированной защиты. Фундаментальные функции безопасности. Принцип единичного отказа. Методы проектирования. Системы безопасности. Внешние и внутренние события, учитываемые в проекте. Изготовление оборудования и строительство АС. Разрешение на ввод в эксплуатацию – обоснование безопасности.	2	2
6.2.	Цели и задачи безопасности при эксплуатации АЭС. Культура безопасности. Обеспечение качества. Персонал и его подготовка. Опыт эксплуатации и его использование. Нормальная эксплуатация. Техническое обслуживание и ремонт. Периодические специальные проверки и испытания. Готовность к ликвидации аварий. Цели и задачи управления авариями. Общие подходы к ликвидации аварий. Организационные мероприятия. Технические средства. Планы защиты персонала и населения. Кризисный центр. Анализ аварий и извлечение уроков.	4	2		2
7.	Современные технологии технического обслуживания и ремонта АЭС	10	6		4	Тестовый контроль
7.1.	Планирование и организация ремонтов на АЭС. Системы ремонтного обслуживания. Оптимизация ТОиР. Документация на техническое обслуживание и ремонт. Информационные системы управления ТОиР АС.	2	2
7.2.	Оборудование для ремонта. Новые технологии ремонта. Новые технологии выполнения сварочных работ. Ремонт сварных соединений трубопроводов Ду300 методом усиливающей наплавки. Новые материалы для ремонта АЭС. Терморасширенный графит (прокладки, сальниковые уплотнения и т. д.), композитные материалы холодного отверждения. Защита рабочих поверхностей оборудования от эрозионных размывов методом газопламенного напыления	8	4		4
8.	Современные системы контроля и диагностики оборудования АЭС	6	4		2	Тестовый контроль
8.1.	Дефекты металла энергооборудования. Причины возникновения дефектов. Влияние облучения на механические свойства стали. Лабораторные методы контроля. Виды и методы неразрушающего контроля. Организация работ по контролю за состоянием металла АЭУ. Выбор методов контроля. Общие требования к средствам контроля и дефектоскопистам-контролерам.	4	2		2
8.2.	Пути совершенствования конструкций отечественных и зарубежных дистанционных управляемых систем и комплексов для контроля. Порядок использования современных дистанционных средств для контроля оборудования АЭС. Новые технологии контроля и диагностики оборудования АЭС с использованием дистанционно управляемых систем и комплексов.	2	2
9.	Продление срока эксплуатации энергоблоков АЭС	2	2		8	Тестовый контроль
9.1.	Оценка возможности, безопасности и экономической целесообразности ПСЭ блока АС. Основные этапы работ: комплексное обследование блока АС; оценка технической возможности продления срока службы или замены элементов блока АС; оценка безопасности блока АС; разработка (корректировка) имеющейся комплексной программы модернизации блока АС; оценка экономической целесообразности ПСЭ. Разработка программы подготовки блока АС к дополнительному сроку эксплуатации. Основные мероприятия Программы. Особенности ПСЭ энергоблоков с реакторами различных типов.	2	2
10.	Вывод АЭС из эксплуатации	4	2		2	Тестовый контроль
10.1.	Основные положения по снятию с эксплуатации блоков АС. Жизненный цикл энергоблока. Основные этапы вывода АЭС из эксплуатации. Опыт вывода из эксплуатации зарубежных реакторов. Вывод из эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР. Варианты вывода из эксплуатации. Вывод из эксплуатации АЭС с реакторами РБМК Подготовка энергоблока к выводу из эксплуатации. Обращение с радиоактивными отходами на отдельных стадиях вывода из эксплуатации энергоблока АЭС. Технологии демонтажа оборудования АЭС Разработка оптимальных алгоритмов демонтажа радиоактивного оборудования. Технологии дезактивации радиоактивных систем и оборудования АЭС. Оборудование для разделки крупногабаритного оборудования.	4	2		2
	Подготовка выпускной работы					защита
	ВСЕГО:	72	48		24

Разработчики программы:

ЩЕКЛЕИН С. Е. - заведующий кафедрой «Атомные электрические станции

и установки», профессор, доктор технических наук

ТАШЛЫКОВ О. Л. – доцент кафедры «Атомные электрические станции

и установки», к. т.н.

ШАСТИН А. Г.. - профессор кафедры «Атомные электрические станции

и установки», к. т.н.

ГОУ ВПО «Уральский государственный технический университет – УПИ имени первого Президента Ельцина»

Аннотация

программы повышения квалификации преподавательского состава

средних профессиональных учебных заведений

«ТЕХНОЛОГИИ производства электрической и тепловой энергии

на АТОМНЫХ СТАНЦИЯХ»

Ввод в эксплуатацию энергоблоков АЭС в рамках реализации Федеральной целевой программы развития атомного энергопромышленного комплекса до 2015 года потребует значительного количества специалистов с различными уровнями образования, в том числе со средним специальным образованием. Примерно 30% от этого количества составляют специалисты, обеспечивающие эксплуатацию и безопасность ядерной паропроизводящей установки, то есть требующие особой подготовки.

Значительную роль в обеспечении полноценного учебного процесса качественной подготовки специалистов играет повышение квалификации преподавателей средних специальных учебных заведений (техникумов, колледжей и т. д.).

Кафедра "Атомная энергетика" УГТУ-УПИ была организована в 1961 г. в числе первых кафедр этого профиля в России. Наряду с учебным процессом на кафедре выполнятся значительный объем научных исследований для АЭС и других предприятий Росатома и Минэнерго России.

Кафедра располагает шестью исследовательскими лабораториями, учебно-тренировочным комплексом для подготовки оперативного персонала АЭС, имеет филиал на Белоярской АЭС, учебные мастерские и учебный полигон.

С 1989 г. в соответствие с договором с концерном «Росэнергоатом» на кафедре «Атомная энергетика» была организована подготовка специалистов по техническому обслуживанию и ремонту (ТОиР). Материальная база для подготовки специалистов по ТОиР сосредоточена в учебно-тренировочном комплексе кафедры «Атомная энергетика» (УТК), концепция развития которого определялась Департаментом по ремонту и техническому обслуживанию АЭС концерна «Росэнергоатом». В структуру УТК входят стендовая база для отработки практических навыков, лабораторная база для проведения НИОКР, вычислительный комплекс и учебно-методический центр.

Отличительной особенностью функционирования УТК является возможность организации высококвалифицированного руководства научно-исследовательскими и опытно-конструкторскими разработками кафедры «Атомная энергетика» в области ремонтных технологий и операций. На всех стадиях учебного процесса в нем участвуют ведущие специалисты Белоярской АЭС, , ПКП «Атомспецконтроль», других организаций отрасли.

База УТК используется для повышения квалификации специалистов среднего и высшего звена по профильным направлениям. Одним из значимых мероприятий подобного рода на учебно-тренировочной базе кафедры «Атомная энергетика» в последние годы стало повышение квалификации руководителей ремонтных подразделений АЭС России по направлению «Современные технологии ремонтных работ на АЭС», организованное Департаментом по ТОиР концерна «Росэнергоатом».

В период реализации программы повышения квалификации возможно проведение практических занятий на предприятиях и в научно-исследовательских организациях, интегрированных с кафедрой «Атомная энергетика» (Белоярская АЭС, ПКП «Атомспецконтроль», СвердНИИХиммаш, УрО РАН, и прочие).

Определенный упор при развитии материально-технической базы кафедры сделан на подготовку специалистов для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Значительным вкладом в модернизацию материальной базы кафедры в свете развития направления реакторов на быстрых нейтронах и в частности, строительства энергоблока БН-800, стало участие кафедры в реализации Федеральной инновационной образовательной программы «Формирование профессиональных компетенций выпускников на основе научно-образовательных центров для предприятий атомно-энергетического комплекса Уральского региона». Приобретен оперативный комплекс программ обоснования безопасной эксплуатации АЭС с реактором БН-600 в динамических режимах «Джокер», система дистанционного контроля металла корпуса реактора БН-800, комплексный учебный стенд виброконтроля для измерения вибрации оборудования и вращающихся механизмов, четыре ультразвуковых дефектоскопа с выходом на компьютер, макет энергоблока АЭС с БН-800 в масштабе 1:100, а также ряд другого оборудования и приборов.

Для проведения практических занятий и исследований приобретена передвижная лаборатория радиоэкологического контроля, включающая в себя приборы радиационной разведки местности, измерения радиоактивного загрязнения воды, концентрации радона, удельной активности α-, β-, γ-нуклидов, поверхностной загрязненности поверхности по всем видам радионуклидов, мобильный спектрометрический комплекс СКС-07П.

С целью обеспечения учебного процесса разработан ряд мультимедийных учебно-методические комплексов по курсам, связанным с реакторами на быстрых нейтронах («Атомные электростанции с реакторами размножителями на быстрых нейтронах», «Технологии ремонта АЭС с реакторами на быстрых нейтронах», «Дистанционно управляемые системы и комплексы для контроля и ремонта АЭС» и т. д.).

В 2008 г. кафедрой были приобретены три аналитических тренажера, позволяющих моделировать переходные и аварийные режимы работы АЭС с реакторами различных типов, в том числе с БН-800. Тренажер предназначен для проведения практических занятий с целью закрепления и углубления теоретических знаний, получаемых студентами по основным физическим, теплофизическим и тепло-гидравлическим процессам, протекающим при работе энергоблока АЭС с реактором БН-800.

Более 15 лет кафедра «Атомная энергетика» специализируется на создании комплексов учебно-методического обеспечения (УМО) подготовки персонала для АЭС, включающих в себя компьютерные курсы лекций по дисциплинам базовой и специальной подготовки, учебно-методические пособия для обучаемых и инструкторов (преподавателей), планы учебных занятий, комплекты контрольных заданий. Этот опыт был использован кафедрой для создания комплексов УМО подготовки ремонтного персонала для Смоленского УТЦ, Ново-Воронежского АТЦ, УТЦ НИИАР, УТП ряда АЭС.

Сотрудниками кафедры написан ряд учебников и учебных пособий, получивших широкое признание на АЭС, в УТЦ, ремонтных организациях, высших и средних специальных учебных заведениях – «Эксплуатация и ремонт оборудования ядерных паропроизводящих установок АЭС» (М.: Энергоатомиздат, 1995, в 2-х книгах), «Ремонт оборудования атомных станций» (Екатеринбург, УГТУ-УПИ, 2003), «Эксплуатационный контроль металла оборудования атомных станций» (Екатеринбург, УГТУ-УПИ, 2007) и др. В 2009 г. изданы 5 учебных пособий с грифом «Рекомендовано УМО «Энергетика и электротехника» в качестве учебного пособия по специальности 140404 Атомные электрические станции и установки для студентов вузов»: «Технологии ремонта парогенерирующей установки», «Методы оценки и снижения дозовых нагрузок при ремонте АЭС», «Планирование и оптимизация ремонта АЭС», «Технологии ремонта реакторной установки», «Технологии ремонта и технического обслуживания атомных электростанций с реакторами на быстрых нейтронах».

Преподаватели кафедры в гг. совместно с физико-техническим факультетом и Факультетом повышения квалификации преподавателей УГТУ-УПИ участвовали в выполнении госзаказа Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по повышению квалификации государственных гражданских служащих Атомнадзора и Ростехнадзора в Уральском федеральном округе по направлениям:

·  Обращение с радиоактивными отходами в ядерно-топливном цикле и атомной энергетике

·  Ядерная и радиационная безопасность при использовании, переработке, хранении и транспортировании ядерных делящихся материалов

·  Ядерная и радиационная безопасность при снятии ядерных объектов с эксплуатации

Обучение прошли более 60 специалистов.

Кадровый состав, привлекаемый для преподавания по курсу повышения квалификации ППС «Современные технологии технического обслуживания и ремонта оборудования атомных станций» – 3 д. т.н. и 6 к. т.н.

Все слушатели курса обеспечиваются современными раздаточными материалами. По окончании курса слушателям выдаются СD-диски с дидактическими материалами, разработанными кафедрой «Атомная энергетика», и другая учебно-методическая информация. Слушателям курсов повышения квалификации предоставляется возможность использования в процессе обучения материальной базы кафедры – лабораторий, оборудования, компьютерных классов, библиотечного фонда (слушатели получают свободный доступ к электронными и печатными изданиям из фонда Зональной научной библиотеки УГТУ-УПИ, имеющей более 2 млн. единиц хранения).

По желанию слушателей могут быть организованы экскурсии на предприятия атомного комплекса.

Предполагаемая численность контингента слушателей по программе 15 – 45 чел. в год.

Научный руководитель программы,

заведующий кафедрой

«Атомная энергетика» УГТУ-УПИ,

д. т.н., профессор,

член международной Энергетической Академии

преподавательский состав

по направлению

«Технологии производства электрической

и тепловой энергии на атомных станциях»

№	ФИО	Место работы, должность, ученое звание
1	ЩЕКЛЕИН Сергей Евгеньевич	руководитель направления, заведующий кафедрой «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, д. т.н., профессор, член международной Энергетической Академии
2	ошканов Николай Николаевич	Директор Белоярской АЭС, к. т.н., профессор кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, лауреат Государственной премии России
3		Начальник Научно-иследовательского отдела Белоярской АЭС, д. т.н., профессор кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ
4	пахалуев валерий Максимович	профессор кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, д. т.н.
5		Главный конструктор ПО «Атомэнергоремонт», профессор кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, к. т.н.
6		доцент кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, к. т.н.
7	велькин владимир Иванович	доцент кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, к. т.н.
8	титов Геннадий Павлович	доцент кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, к. ф-м. н.
9	бельтюков александр Иванович	Зам. начальника Научно-иследовательского отдела Белоярской АЭС, доцент кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ, к. т.н.

Материально-техническое обеспечение дисциплин (тренажеры, оборудование и системы находятся в учебно-тренировочном комплексе кафедры «Атомная энергетика»):

1.  Макет-тренажер реактора ВВЭР-1000 с внутрикорпусными устройствами.

2.  Макет-тренажер фрагмента главного разъёма реактора ВВЭР-1000.

3.  Макет-тренажер парогенератора ПГВ-1000

4.  Макет-тренажер трубопроводной системы с опорами и подвесками;

5.  Система-тренжер технологического контроля реактора РБМК-1000;

6.  Промышленные образцы фрагментов колонны графитовой кладки реактора РБМК-1000; переходных узлов технологического канала РБМК-1000;

7.  Трубопроводная арматура (более 30 наименований);

8.  Тренажеры - узлы трубопроводов с дефектами.

9.  Устройства-тренажеры дистанционного ремонта и контроля основного металла и сварных соединений оборудования АЭС:

·  системы дистанционной газовой резки,

·  сварки неповоротных стыков трубопроводов;

·  зачистки и шлифовки поверхностей под УЗК и сварных соединений;

·  дистанционной резки и сварки мембранных уплотнений;

·  безвакуумного нанесения упрочняющих покрытий на трущиеся поверхности;

·  магнитострикционная система сбора окислов натрия;

·  магнитострикционная система очистки трубок теплообменных аппаратов;

·  автомат сварки усикового шва ТК РБМК и т. д.

10.  Комплект плакатов по конструкциям основного оборудования АЭС

11.  Комплекты слайдов по конструкциям основного и вспомогательного оборудования АЭС

12.  Кран-балка г/п 3.2 т электрифицированная

13.  Кран-балка г/п 5 т ручная.

14.  Тренажер-узел паропровода на пружинных подвесках

15.  Рабочее место по подготовке торца трубопровода под сварку

16.  Мультимедийные учебно-методические комплексы по изучаемым дисциплинам

17.  Оборудование для сварки и резки в составе учебно-тренировочного комплекса кафедры «Атомная энергетика» УГТУ-УПИ.

Тренажеры-системы контроля металла и диагностики состояния оборудования АЭС:

·  многоканального УЗК корпуса реактора на магнитном двигателе;

·  многоканального УЗК трубопроводов;

·  токовихревого контроля ТК РБМК-1000;

·  видеоконтроля внутренних и наружных поверхностей оборудования;

·  оптического координирования плоскостности и вертикальности поверхностей и трубопроводов;

·  измерения искривления ТК РБМК;

·  контроля эллипсности ТК РБМК-1000;

·  контроля зазоров металл-графит реактора РБМК-1000;

·  вибрационного контроля вращающихся механизмов; акустического контроля приводов арматуры.

Компьютерные тренажеры для подготовки оперативного персонала:

1.  Симуляторы

1.1.  ТОМАС-1 (Тренажер оперативного моделирования аварийных ситуаций ВВЭР-1000);

1.2.  ТОМАС-2 (Тренажер оперативного моделирования аварийных ситуаций РБМК-1000);

2.  ДЖОКЕР (Комплекс программ для анализа динамических режимов реакторной установки БН-600);

3.  КОРСАР (Расчетный код для теплогидравлических расчетов для реакторов различных типов)