Учебный план профессиональной переподготовки

по программе

«Атомные электрические станции и установки», направление «Эксплуатация АЭС»

Категория слушателей − специалисты, не имеющие базовой подготовки по ядерно-энергетическим специальностям

Число часов по плану: 738 часов.

Режим занятий − 6 часов в день.

№№

п. п.

Наименование разделов и дисциплин

Кол-во

часов

Вид

отчетности

1.

1.1.

1.2.

1.3.

1.4.

1.5.

1.6.

1.7.

Физические основы атомной энергетики

Состояние и направления развития атомной энергетики

Основы ядерной физики

1. Взаимодействие излучения с веществом

2.Строение атома, атомное ядро

3. Радиоактивный распад

4. Ядерные взаимодействия

5. Ядерные реакции

6. Взаимодействие нейтронов с ядрами

7.Деление тяжелых ядер.

Физика и динамика ядерных реакторов

1.  Физические принципы работы ядерного реактора. Цепная реакция деления

2.  Взаимодействие нейтронов с ядрами и с веществом. Микроскопические и макроскопические сечения.

3.  Замедление нейтронов. Замедлители и их свойства.

4.  Диффузия нейтронов.

5.  Диффузия замедляющихся нейтронов. Возрастное приближение.

6.  Термализация нейтронов.

7.  Многогрупповое приближение.

8.  Цикл размножения нейтронов в реакторе.

9.  Коэффициент размножения в бесконечной среде. Формула четырех сомножителей.

10.  Коэффициент размножения на быстрых нейтронах на уране-238 в гомогенной и гетерогенной средах.

11.  Резонансное поглощение в гомогенной и гетерогенной средах. Эффективный резонансный интеграл.

12.  Коэффициент использования тепловых нейтронов в гомогенной и гетерогенной средах.

13.  Условия критичности для гомогенного реактора в различных приближениях. Геометрический и материальный параметр.

14.  Утечка нейтронов из реактора. Эффективный коэффициент размножения.

15.  Гомогенный реактор с отражателем.

16.  Распределение плотности потока нейтронов и энерговыделения в активной зоне. Физическое профилирование.

17.  Кинетика холодного реактора. Элементарное уравнение кинетики.

18.  Кинетика реактора с запаздывающими нейтронами.

19.  Переходные процессы при скачках реактивности и изменении реактивности по линейному закону.

20.  Учет температурных обратных связей в реакторе. Температурные эффекты и коэффициенты реактивности.

21.  Кинетика реактора в энергетических режимах работы..

22.  Кинетика подкритического реактора.

23.  Отравление реактора ксеноном и самарием.

24.  Выгорание ядерного топлива и шлакование реактора.

25.Изменение изотопного состава топлива во время работы реактора. Образование и накопление вторичного ядерного топлива.

26.Изменение запаса реактивности в процессе кампании. Применение выгорающих поглотителей.

Физико-технические основы конструирования ядерных реакторов

1.  Общие сведения о реакторах. Принципиальные отличия ядерных реакторов от источников тепла на органическом топливе.

2.  Принципиальное устройство ядерного реактора.

3.  Классификация и основные типы ядерных реакторов.

4.  Реакторные материалы и их свойства: топливо, замедлители теплоносители, конструкционные материалы.

5.  Конструкции и характеристики реакторов ВВЭР.

6.  Конструкции и характеристики реакторов РБМК.

7.  Конструкции и характеристики реакторов типа БН и газоохлаждаемых реакторов.

8.  Нейтронно-физические и теплофизические особенности реакторов

ВВЭР, РБМК и БН.

9.  Инновационные проекты реакторов нового поколения: ВВЭР-ТОИ, БН-800, ВБЭР-300, СВБР-100, КЛТ-40с и др.

Нейтронно-физический расчет ядерных реакторов

1.  Цели и задачи физических расчетов.

2.  Уравнение переноса нейтронов и методы его упрощения.

3.  Обзор методов решения реакторных задач: аналитические методы, численные методы, гетерогенные методы, вероятностные методы.

4.  Особенности физрасчетов реакторов разных типов.

5.  Основные этапы физического расчета.

6.  Константное обеспечение физрасчетов.

7.  Программное обеспечение расчетного сопровождения эксплуатации: программные комплексы УНИРАСОС, БИПР, КАСКАД.

Ядерный топливный цикл

1.  Понятие топливного цикла. Открытый и закрытый топливные циклы.

2.  Технология добычи и обогащения урана.

3.  Технология изготовления твэл и ТВС.

4.  Технология переработки топлива.

5. Обеспечение ядерной безопасности на этапах топливного

цикла.

5.  Хранение отработанного топлива

6.  Ядерная безопасность хранилищ топлива реакторов ВВЭР и РБМК

7.  Транспортирование ядерного топлива

8.  Приемка и учет ядерного топлива на АЭС.

9.  Технология обращения с отходами

Экономика ядерного топливного цикла

1.  Основные характеристики этапов ядерного топливного цикла.

2.  Экономика добычи и обогащения урана.

3.  Основные технико-экономические характеристики использования топлива на АЭС

4.  Затраты на изготовление тепловыделяющих элементов и ТВС.

5.  Затраты на химическую переработку топлива.

6.  Экономика АЭС.

7.  Экономические характеристики ядерного топливного цикла при различных темпах ввода реакторов на быстрых нейтронах.

8.  Особенности ториевого топливного цикла

8

26

64

20

14

28

22

зачет

зачет

Экзамен

зачет

зачет

зачет

зачет

2.

2.1.

2.2.

2.3.

2.4.

Технические особенности АЭС

Особенности теплогидравлических процессов в проточных частях оборудования АЭС

1.Термодинамические циклы АЭС

2.Термический, внутренний и эффективный к. п.д. ПТУ.

Их зависимость от начальных и конечных параметров пара.

3.Регенеративный подогрев на АЭС

4.Сепарация и промежуточный перегрев на АЭС5.

5.Гидродинамика ЯЭУ при движении однофазного и двухфазного теплоносителя.

6.Гидравлические характеристики ТВС, активной зоны и реакторной установки

7.Теплообменные процессы в энергооборудовании ЯЭУ

8.Принудительная и естественная циркуляция теплоносителя в контурах ЯЭУ

9.Энерговыделение и температурное поле в активной зоне ЯР.

10.Обеспечение теплотехнической надежности активных зон ЯР в нормальных и аварийных режимах работы

Паротурбинные установки и насосы АЭС

1. Преобразование энергии в турбинной ступени. Активная и реактивная ступень

2. Многоступенчатая турбина

3. Особенности влажнопаровых турбин АЭС. Эрозия, сепарация влаги

4. Конденсационные установки

5. Переменные режимы работы и регулирование паровых турбин

6. Классификация и принцип действия нагнетателей

7. Характеристики нагнетателей.

8. Регулирование и работа нагнетателей при работе в сети

9. Конструкции и характеристики насосов АЭС (ГЦН, питательные насосы и др.)

Парогенераторы и теплообменное оборудование АЭС

1. Общие понятия о парогенераторной установки

2. Конструктивные и теплотехнические схемы парогенераторов с различными теплоносителями

3. Конструкции парогенераторов различных типов.

4. Процессы сепарации и осушки пара в барабанах-сепараторах.

5. Физико-химические процессы в ПГ и водный режим ПГ

6. Классификация и типы теплообменников на АЭС

7. Регенеративные и сетевые подогреватели АЭС, деаэраторы, вспомогательные теплообменники на АЭС

Конструкционные материалы ядерной техники

1. Основы материаловедения

2. Материалы ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и требования к ним.

3. Ядерно-физические, теплофизические, коррозионные и механические свойства материалов ЯЭУ

4. Материалы активной зоны ЯР, конструкционные материалы ЯР и неядерного оборудования ЯЭУ

5. Влияние облучения на материалы и их свойства

34

28

16

20

зачет

зачет

зачет

зачет

3

3.1.

3.2.

3.3.

3.4.

3.5.

Безопасность эксплуатации АЭС

Практические вопросы безопасности АЭС

1.  Система управления и регулирования безопасности использования атомной энергии

2.  Система нормативных документов России в области использования атомной энергии

3.  Принцип глубокоэшелонированной защиты

4.  Аварийные процессы в реакторе

5.  Системы безопасности, локализующие и обеспечивающие системы

6.  Роль персонала при обеспечении безопасности ЯЭУ. Культура безопасности на АЭС

7.  Опыт аварий и инцидентов: Три-Майл-Айленд, Чернобыль, Фукусима

Экспериментальные оценки параметров безопасности

1.Уравнения точечной кинетики. Реактиметры

2. Основные методы измерения реактивности

3. Особенности измерения эффектов реактивности в эксплуатационных условиях.

4. Обработка данных при измерении эффектов реактивности.

5. Определение эффективности ОР СУЗ, их интегральных и дифференциальных характеристик, эффективности аварийной защиты

6. Измерение коэффициентов реактивности

Приборы контроля ядерных энергетических установок

1.  Измерение и детектирование ионизирующего излучения

2.  Измерение и детектирование нейтронов

3.  Измерение теплотехнических параметров: температура, давление, расход, уровень, влажность

4.  Анализ состава газов и жидкостей

Системы контроля, управления и защиты реакторов АЭС

1.  Ядерно-физический и теплотехнический контроль на АЭС

2.  Измерение мощности реактора ядерно-физическими и теплотехническими методами

3.  Системы СКУЗ реакторов ВВЭР и РБМК

4.  Аппаратура контроля нейтронного потока АКНП

5.  Системы внутриреакторного контроля

6.  Методы и технические средства управления реактивностью

7.  Исполнительные механизмы СУЗ

8.  Регулирование нейтронной и тепловой мощности реакторов и энергоблоков

9.  Принципы построения систем аварийной защиты ЯР

Диагностика и неразрушающий контроль оборудования и трубопроводов на АЭС

1.  Системы технической диагностики на АЭС

2.  Методы диагностики оборудования ЯЭУ: ядерно-физические, акустические, анализ нейтронных шумов.

3.  Неразрушающий контроль оборудования и трубопроводов

АЭС

4.  Приборы и средства неразрушающего контроля

5.  Контроль состояния оборудования и трубопроводов и прогнозирование ресурса

18

20

22

26

16

экзамен

зачет

зачет

экзамен

зачет

4.

Основные системы энергоблоков АЭС

1. Тепловые схемы АЭС с реакторами типа РБМК, ВВЭР, БН.

2. Системы регенерации ПТУ АЭС. Выбор оптимальных параметров регенеративного подогрева для АЭС разных типов

3. Системы сепарации и промежуточного перегрева влажнопаровых турбин

4. Теплофикационные установки АЭС

5. Основные системы реакторной установки с ВВЭР-1000

26

зачет

5.

Практические вопросы эксплуатации АЭС

1. Условия работы АЭС в энергосистемах

2. Основные режимы работы АЭС. Программы регулирования энергоблоков АЭС.

3. Режимы нормальной эксплуатации (стационарные и переходные), аварийные режимы энергоблоков АЭС.

4. Пуск энергоблока с ВВЭР-1000 из различных состояний

5. Обеспечение безопасности при пуске.

6. Плановый и аварийный остановы энергоблока АЭС

7. Обеспечение надежности и безопасности эксплуатации АЭС при отказах оборудования и в аварийных ситуациях.

8. Ввод в эксплуатацию энергоблока АЭС. Физический и энергетический пуски

26

зачет

6.

Радиационная безопасность на АЭС

1. Источники ионизирующего излучения.

2. Основы дозиметрии: понятия дозы, мощности дозы и их нормирование.

3.Воздействие ионизирующих излучений на биологические объекты.

4. Нормы и правила радиационной безопасности.

5. Дозиметрия ионизирующих излучений

6. Организация дозиметрического контроля на АЭС

7. Радиационный контроль на АЭС.

8. Радиоактивные отходы на АЭС.

9. Нормирование и ограничение радиоактивных выбросов и сбросов АЭС в окружающую среду

34

экзамен

7.

Технология теплоносителей

1. Физико-химические особенности водного режима АЭС

2. Методы очистки реакторного теплоносителя.

3. .Методы подготовки добавочной воды для подпитки первого и второго контуров АЭС

4. Дезактивация контуров ЯЭУ и переработка радиоактивных отходов

5. Организация контроля водно-химического режима на АЭС

20

зачет

8.

Дисциплины по выбору:

1.Энергоэффективность и энергосбережение на АЭС

1.1. Понятие энергоэффективности.

1.2.Коэффициенты и критерии энергоэффективности.

1.3. КИУМ для АЭС и пути его повышения.

1.4. Методы и способы повышения энергоэффективности, энергосбережение на АЭС

2.Организация теплоснабжения потребителей от АЭС

2.1. Термодинамические основы теплофикации.

2.2. Особенности отпуска тепла от АЭС.

2.3. Схемы подогрева и температурные графики сетевой воды. Коэффициент теплофикации.

2.4. Особенности отпуска пара от АЭС.

2.5. Экономическая эффективность теплофикации от АЭС.

16

зачет

9.

Индивидуальные консультации, защита выпускной работы

16

Всего часов

520

10.

Стажировка в НОЦ ИГЭУ

218

Итого

738

Слушатели, проходящие переподготовку, выполняют и защищают по ее окончании выпускную аттестационную работу по соответствующей тематике.

Учебный план разработал к. т.н.,

доц. кафедры АЭС ИГЭУ ______________________