Учебная программа составлена на основе образовательного стандарта специальности 1-31 04 06 «Ядерные физика и технологии» (ОСВО 1-31 04 06-2013), введенном с 2013 г., и учебного плана специальности 1-31 04 06 «Ядерные физика и технологии», утвержденном 30 мая 2013 г., регистрационный номер УП G31-142/уч.

СОСТАВИТЕЛИ: С.Т.Лескин, заведующий кафедрой оборудования и эксплуатации ядерных энергетических установок Федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», доктор технических наук, профессор

А.И.Тимощенко, заведующий кафедрой ядерной физики физического факультета Белорусского государственного университета, кандидат физико-математических наук, доцент

РЕКОМЕНДОВАНА К УТВЕРЖДЕНИЮ:

Кафедрой ядерной физики физического факультета Белорусского государственного университета (протокол № 12 от 28 мая 2017 г.);

Советом физического факультета (протокол № 11 от 8 июня 2017 г.)

2

ПОЯСНИТЕЛЬНАЯ ЗАПИСКА

Программа дисциплины «Режимы работы и эксплуатации АЭС», относится к компоненту учреждения образования цикла специальных дисциплин, разработана для специальности 1-31 04 06 «Ядерные физика и технологии» первой ступени высшего образования. Настоящая программа является оригинальной и разработана с учетом соответствующих требований образовательного стандарта специальности 1-31 04 06 «Ядерные физика и технологии» (ОСВО 1-31 04 06-2013).

Целью изучения дисциплины является овладение обучающимися основами знаний об организационных и технологических принципах управления АЭС, об основных режимах работы ядерных энергоблоков, о методах контроля и научно-техническом обеспечении эксплуатации АЭС.

Основной задачей изучения дисциплины является формирование соответствующих современному уровню развития ядерных технологий представлений, знаний, навыков позволяющих проводить физические, теплофизические и теплогидравлические расчеты и измерения для обоснования и контроля режимов эксплуатации ядерных энергоблоков; решать задачи, связанные с наладкой и эксплуатацией основного и вспомогательного оборудования АЭС с реакторами типа ВВЭР, с анализом процессов в основном и вспомогательном оборудовании АЭС в условиях эксплуатации.

Учебный материал дисциплины основан на знании студентами физических принципов осуществления реакций деления ядер нейтронами и радиоактивных превращений, генерации различных видов ионизирующего излучения, процессов взаимодействия ионизирующего излучения с веществом и методов его регистрации, методов описания теплофизических и теплогидравлических процессов в ядерных реакторах, парогенераторах, турбинах, насосах и другом теплотехническом оборудовании АЭС с реакторами ВВЭР. Таким образом, данная дисциплина базируется на знаниях и представлениях, заложенных в дисциплинах «Физика ядерных реакторов», «Тепло массоперенос в ядерно-энергетических установках», «Дозиметрия и радиационная безопасность», «Материалы ядерной техники», «Ядерные энергетические установки», «Атомные электрические станции», «Оборудование АЭС».

Учебный материал дисциплины будет использован при преподавании дисциплины специальности компонента учреждения образования «Ядерная безопасность», некоторых дисциплин по выбору и дисциплин специализации.

Перед преподавателем данной дисциплины ставятся следующие задачи:

сформировать у обучающихся понимание принципов классификации режимов работы АЭС;

дать представление об основных организационных и научно-технических мероприятиях, проводимых на АЭС при вводе в

3

эксплуатацию, наладке оборудования, физическом и энергетическом пусках, в различных режимах работы АЭС;

ознакомить обучаемых с организационной и штатной структурой АЭС, основными требованиями, предъявляемыми к персоналу АЭС.

Из множества эффективных педагогических методик и технологий, которые способствуют вовлечению обучающихся в поиск и управление знаниями, приобретению опыта самостоятельного решения разнообразных задач, следует выделить:

проблемно-ориентированный междисциплинарный подход; технологии научно-исследовательской деятельности; интенсивное обучение; моделирование проблемных ситуаций и их решение.Для формирования современных социально-профессиональных

компетенций выпускника вуза в практику проведения занятий целесообразно внедрять методики активного обучения и дискуссионные формы.

В результате изучения дисциплины обучающийся должен:знать: принципы организации и управления АЭС, включая организацию

технологического процесса на АЭС; технико-экономические показатели ядерных энергоблоков АЭС; основы технологии ведения режимов энергетических блоков с

реакторами ВВЭР; задачи и методы научно-технического обеспечения и

эксплуатации АЭС; основные задачи персонала АЭС;уметь: проводить анализ ядерно-физических параметров активной зоны

реактора ВВЭР и теплофизических параметров основного и вспомогательного теплотехнического оборудования АЭС;

разрабатывать предложения по организации необходимых работ на этапах ввода АЭС в эксплуатацию и в различных режимах работы АЭС, а также при наладке и ремонте оборудования;

владеть: методикой составления технических заданий на техническое

обслуживание (ремонт, модернизацию, замену) оборудования.В результате изучения учебной дисциплины у обучающегося

должны быть сформированы следующие компетенции:  Уметь применять базовые научно-теоретические знания для

решения теоретических и практических задач. Владеть системным и сравнительным анализом. Владеть исследовательскими навыками. Уметь работать самостоятельно. Быть способным вырабатывать новые идеи (креативность). Владеть междисциплинарным подходом при решении проблем.

4

 Иметь навыки, связанные с использованием технических устройств, управлением информацией и работой с компьютером.

 Иметь лингвистические навыки (устная и письменная коммуникация).

 Уметь учиться, повышать свою квалификацию в течение всей жизни.

 Обладать качествами гражданственности. Быть способным к социальному взаимодействию. Обладать способностью к межличностным коммуникациям. Владеть навыками здорового образа жизни. Быть способным к критике и самокритике (критическое

мышление). Уметь работать в команде. Применять знания теоретических и экспериментальных основ

ядерной физики и ядерных технологий, ядерно-физических методов исследования, методов измерения физических величин, методов автоматизации эксперимента, методов планирования, организации и ведения научно-производственной, научно-педагогической, производственно-технической, опытно-конструкторской работы в области ядерно-физических технологий и атомной энергетики.

 Осуществлять на основе методов математического моделирования оценку производственных процессов.

 Пользоваться компьютерными методами сбора, хранения и обработки информации, системами автоматизированного программирования, научно-технической и патентной литературой.

 Взаимодействовать со специалистами смежных профилей. Применять полученные знания фундаментальных положений

физики, экспериментальных, теоретических и компьютерных методов исследования, планирования, организации и ведения научно-технической работы.

 Использовать новейшие открытия в естествознании, методы научного анализа, информационные образовательные технологии, физические основы современных технологий, оборудование и аппаратуру в исследовательской, научно-педагогической и производственной деятельности.

 Разрабатывать и оптимизировать ядерно-физические технологии в энергетике и промышленности.

 Вести переговоры, разрабатывать планы сотрудничества с другими организациями.

 Пользоваться глобальными информационными ресурсами. Пользоваться государственными языками Республики Беларусь и

иными иностранными языками как средством делового общения. Реализовывать методы защиты производственного персонала и

населения в условиях возникновения аварий, катастроф, стихийных бедствий и обеспечения радиационной безопасности при осуществлении

5

научной, производственной и педагогической деятельности. Осуществлять поиск, систематизацию и анализ информации по

перспективным направлениям развития отрасли, инновационным технологиям, проектам и решениям.

 Определять цели инноваций и способы их реализации. Оценивать конкурентоспособность и экономическую

эффективность разрабатываемых технологий. Применять методы анализа и организации внедрения инноваций в

научно-производственной, научно-педагогической и научно-технической деятельности.

Форма получения высшего образования – очная, дневная.Общее количество часов, отводимое на изучение учебной

дисциплины – 152 часа, из них аудиторных - 58.Аудиторные часы проводятся в виде лекций и лабораторных

занятий. На проведение лекционных занятий отводится 18 часов, на лабораторные занятия – 40 часов.

Занятия проводятся на 5-м курсе в 10-м семестре.Форма текущей аттестации по учебной дисциплине – экзамен (10

семестр).

6

СОДЕРЖАНИЕ УЧЕБНОГО МАТЕРИАЛА

1. Управление эксплуатацией АЭСПонятие эксплуатации АЭС и её составляющие. Основные процессы

эксплуатации энергоблока АЭС. Функции управления. Понятие и роль эксплуатирующей организации. Организация эксплуатации на АЭС. Этапы жизненного цикла АЭС. Обеспечение качества на АЭС. Программы обеспечения качества (ПОКАС).

2. Ввод в эксплуатацию энергоблока АЭС с ВВЭРОрганизация наладки и ввода в эксплуатацию. Задачи, принципы и

объемы пусконаладочных работ на АЭС. Организация приемки в эксплуатацию оборудования и сооружений АЭС. Объем пускового комплекса. Этапы пуско-наладочных работ. Наладка, поузловое опробование и приемка отдельных элементов энергоблока. Пуско-наладочные работы на реакторе и парогенераторе. Пробный пуск основного и вспомогательного оборудования энергоблока. Гидравлические испытания и эксплуатационная промывка. Горячая обкатка оборудования. Особенности наладки и испытаний систем управления и защиты.

2.1. Управление процессом ввода в эксплуатацию энергоблока АЭС

Программа обеспечения качества при вводе в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ). Этапы и подэтапы ВЭ. Пусковой комплекс.

2.2. Предпусковые наладочные работы (ПНР)Подготовка к предпусковым наладочным работам: монтаж

временных оборудования и трубопроводов, послемонтажные промывки. Функциональная наладка систем и элементов. ПНР на основных и вспомогательных системах. Испытания и опробование оборудования. Испытания системы герметичного ограждения. Гидроиспытания и циркпромывка ГЦК (ГИ и ЦП). Горячая обкатка. Ревизия основного оборудования РУ.

2.3. Физический пускОрганизационные и технические мероприятия по обеспечению

безопасности при физическом пуске. Борные промывки. Антидистиллятные мероприятия. Технологические особенности первой загрузки реактора. Программа физического пуска. Выход на МКУ. Физические эксперименты.

2.4. Энергетический пускОсновные этапы энергетического пуска. Программа энергетического

пуска. Физические эксперименты. Теплогидравлические испытания.

7

2.5. Опытно-промышленная эксплуатацияКомплексное опробование оборудования и систем энергоблока:

этапы увеличение мощности энергоблока, испытания оборудования и систем для подтверждения проектных параметров. Динамические испытания. Прием в промышленную эксплуатацию.

3. Промышленная эксплуатация энергоблока АЭСЗагрузка активной зоны. Физический пуск реактора. Измерение

нейтронно-физических параметров активной зоны, эффектов реактивности, характеристик органов регулирования, компенсации и защиты. Проверка гидравлических характеристик первого контура. Проверка систем контроля, управления и защиты энергоблока. Энергетический пуск энергоблока. Поэтапный подъем мощности блока. Вывод энергоблока на разрешенный уровень мощности. Отработка эксплуатационных и аварийных режимов. Тепловые испытания энергоблока. Вывод энергоблока на проектную мощность.

3.1. Основные определения (понятийный аппарат)Эксплуатационные состояния. Проектные пределы.

Эксплуатационные пределы. Эксплуатационные условия. Пределы безопасной эксплуатации. Условия безопасной эксплуатации. Максимальные проектные пределы. Переходный режим. Нормальная эксплуатация РУ. Нарушение нормальной эксплуатации РУ. Авария. Проектная авария. Запроектная авария. Тяжёлая авария.

3.2. Нормальная эксплуатация. Стационарные режимы энергоблока АЭС.

Эксплуатационные состояния. Эксплуатационные пределы и условия. Пределы и условия безопасной эксплуатации. Режимы энергоблока (РУ) при нормальной эксплуатации. Работа на мощности (в энергетических режимах). Стояночные режимы: останов для ремонта, останов для перегрузки. Состояния турбоагрегатов. Статические характеристики и программы регулирования энергоблоков с ВВЭР.

3.3. Нормальная эксплуатация. Переходные режимы энергоблока АЭС

Пуск энергоблока после ремонта (ППР, КПР): основные этапы. Пуск энергоблока после кратковременного останова. Программа пуска. График пуска. Останов энергоблока на ППР (КПР). Неплановый останов энергоблока. Программа останова. График останова. Разгрузка энергоблока: причины, переключения на оборудовании, ограничения. Нагружение энергоблока: переключения на оборудовании, ограничения.

8

3.4. Нормальная эксплуатация. Работа АЭС в энергосистемеУсловия работы энергосистем. Требования к АЭС со стороны

энергосистем. Привлечение АЭС к регулированию нагрузки энергосистемы. Переходные процессы в энергосистеме. Маневренность энергоблока АЭС: показатели, характеристики оборудования и блока в целом, пути повышения маневренности энергоблоков АЭС.

3.5. Нормальная эксплуатация. ТОиР на АЭССистема ППР. Виды ремонтов. Ремонтные циклы. Планирование,

организация, координация и контроль ТОиР на АЭС. Содержание капитальных, средних и текущих ремонтов.

3.6. Нормальная эксплуатация. Перегрузка топлива и обращение с ядерным топливом

Перегрузка топлива. Программа перегрузки. Состояние технологических систем. Картограмма загрузки. Порядок операций. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

3.7. Отдельные вопросы нормальной эксплуатацииЭнерговыделение в активной зоне и его регулирование. Контроль

герметичности твэлов. Технологический контроль. Методы контроля состояния металла. Методы диагностики состояния оборудования и трубопроводов. Инженерно-техническая поддержка эксплуатации. Обращение с жидкими, твердыми и газообразными радиоактивными отходами.

3.8. Нарушения нормальной эксплуатацииОтказы. Проектные аварии. Запроектные аварии (включая тяжёлые).

Концепция глубокоэшелонированной защиты. Аварийные инструкции и руководства: «реакция на сигнал», «реакция на отказ», инструкция по ликвидации проектных аварий, руководство по управлению запроектными авариями. Подходы к разработке аварийных процедур: событийно-ориентированный, симптомно-ориентированный. Критические функции безопасности.

3.9. Технико-экономические показатели эксплуатацииКИУМ, КПД и расход энергии на собственные нужды,

себестоимость энергии, штатный коэффициент, коэффициент готовности, связанный с возможностью несения номинальной электрической нагрузки. Коэффициент неготовности, связанный с неплановой недовыработкой. Количество неплановых автоматических остановов реактора в критическом состоянии. Коллективная доза радиационного облучения персонала. Объем твердых радиоактивных отходов низкого уровня.

9

Показатель тепловой экономичности. Работоспособность систем безопасности. Показатель надежности ядерного топлива. Химический индекс. Показатель потерь рабочего времени в результате несчастных случаев.

10

4. Документационное обеспечение эксплуатацииСистема технической документации на АЭС. Производственно-

техническая (эксплуатационная) документация и ее место в системе менеджмента качества (СМК) АЭС. Виды эксплуатационной документации. Программа обеспечения качества при эксплуатации ПОКАС(Э).

5. Системы контроля и управления.Teleperm XS, Teleperm XP. АРМ-5С, РОМ, УПЗ, ПЗ-I, ПЗ-II, АЗ.

СКУД и её подсистемы. АКНП. Аварийный КИП (СКУТ). Основные регуляторы 1 контура. Основные регуляторы 2 контура. ЭЧСР.

6. Водно-химические режимы (ВХР) энергоблока с ВВЭР.ВХР первого контура. ВХР второго контура.

11

УЧЕБНО-МЕТОДИЧЕСКАЯ КАРТА ДИСЦИПЛИНЫ

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 91 Управление эксплуатацией АЭС

Понятие эксплуатации АЭС и её составляющие. Основные процессы эксплуатации энергоблока АЭС. Функции управления. Понятие и роль эксплуатирующей организации. Организация эксплуатации на АЭС. Этапы жизненного цикла АЭС. Обеспечение качества на АЭС. Программы обеспечения качества (ПОКАС).

2 Цифровой проекторФункциональ

но-аналитический

тренажёр ВВЭР-1000

[1 5] 1,2

2 Ввод в эксплуатацию энергоблока АЭС с ВВЭР 4 10 Цифровой проекторФункциональ

но-аналитический

тренажёр ВВЭР-1000

2.1 Управление процессом ввода в эксплуатацию энергоблока АЭСПрограмма обеспечения качества при вводе в эксплуатацию ПОКАС (ВЭ). Этапы и подэтапы ВЭ. Пусковой комплекс.

1

2.2 Предпусковые наладочные работы (ПНР)Подготовка к предпусковым наладочным работам: монтаж временных оборудования и трубопроводов, послемонтажные промывки. Функциональная наладка систем и элементов. ПНР на основных и вспомогательных системах. Испытания и опробование оборудования. Испытания системы

2 [1, 2] 1,2

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 9герметичного ограждения. Гидроиспытания и циркпромывка ГЦК (ГИ и ЦП). Горячая обкатка. Ревизия основного оборудования РУ.

2.3 Физический пускОрганизационные и технические мероприятия по обеспечению безопасности при физпуске. Борные промывки. Антидистиллятные мероприятия. Технологические особенности первой загрузки реактора. Программа физпуска. Выход на МКУ. Физические эксперименты.

5 [1, 2] 1 3

2.4 Энергетический пускОсновные этапы энергетического пуска. Программа энергетического пуска. Физические эксперименты. Теплогидравлические испытания.

1 5

2.5 Опытно-промышленная эксплуатацияКомплексное опробование оборудования и систем энергоблока: этапы увеличение мощности энергоблока, испытания оборудования и систем для подтверждения проектных параметров. Динамические испытания. Прием в промышленную эксплуатацию.

3 Промышленная эксплуатация энергоблока АЭС 6 30 Цифровой проекторФункциональ

но-аналитический

[1 3, 11]

1 3

13

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 9тренажёр

ВВЭР-10003.1 Основные определения (понятийный аппарат)

Эксплуатационные состояния. Проектные пределы. Эксплуатационные пределы. Эксплуатационные условия. Пределы безопасной эксплуатации. Условия безопасной эксплуатации. Максимальные проектные пределы. Переходный режим. Нормальная эксплуатация РУ. Нарушение нормальной эксплуатации РУ. Авария. Проектная авария. Запроектная авария. Тяжёлая авария.

1

3.2 Нормальная эксплуатация. Стационарные режимы энергоблока АЭС. Эксплуатационные состояния. Эксплуатационные пределы и условия. Пределы и условия безопасной эксплуатации. Режимы энергоблока (РУ) при нормальной эксплуатации. Работа на мощности (в энергетических режимах). Стояночные режимы: останов для ремонта, останов для перегрузки. Состояния турбоагрегатов. Статические характеристики и программы регулирования энергоблоков с ВВЭР

2 18

3.3 Нормальная эксплуатация. Переходные режимы энергоблока АЭСПуск энергоблока после ремонта (ППР, КПР): основные этапы. Пуск энергоблока после кратковременного останова. Программа пуска. График пуска. Останов энергоблока на ППР (КПР). Неплановый останов энергоблока. Программа останова. График останова. Разгрузка энергоблока: причины, переключения на оборудовании, ограничения. Нагружение

14

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 9энергоблока: переключения на оборудовании, ограничения.

3.4 Нормальная эксплуатация. Работа АЭС в энергосистемеУсловия работы энергосистем. Требования к АЭС со стороны энергосистем. Привлечение АЭС к регулированию нагрузки энергосистемы. Переходные процессы в энергосистеме. Маневренность энергоблока АЭС: показатели, характеристики оборудования и блока в целом, пути повышения маневренности энергоблоков АЭС.

3

3.5 Нормальная эксплуатация. ТОиР на АЭССистема ППР. Виды ремонтов. Ремонтные циклы. Планирование, организация, координация и контроль ТОиР на АЭС. Содержание капитальных, средних и текущих ремонтов.

2 5

3.6 Нормальная эксплуатация. Перегрузка топлива и обращение с ядерным топливомПерегрузка топлива. Программа перегрузки. Состояние технологических систем. Картограмма загрузки. Порядок операций. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности.

3.7 Отдельные вопросы нормальной эксплуатацииЭнерговыделение в активной зоне и его регулирование. Контроль герметичности твэлов. Технологический контроль. Методы контроля состояния металла. Методы диагностики состояния оборудования и трубопроводов. Инженерно-техническая поддержка эксплуатации. Обращение с жидкими,

15

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 9твердыми и газообразными радиоактивными отходами.

3.8 Нарушения нормальной эксплуатацииОтказы. Проектные аварии. Запроектные аварии (включая тяжёлые). Концепция глубокоэшелонированной защиты. Аварийные инструкции и руководства: «реакция на сигнал», «реакция на отказ», инструкция по ликвидации проектных аварий, руководство по управлению запроектными авариями. Подходы к разработке аварийных процедур: событийно-ориентированный, симптомно-ориентированный. Критические функции безопасности.

1 4

3.9 Технико-экономические показатели эксплуатацииКИУМ, КПД и расход энергии на собственные нужды, себестоимость энергии, штатный коэффициент, коэффициент готовности, связанный с возможностью несения номинальной электрической нагрузки. Коэффициент неготовности, связанный с неплановой недовыработкой. Количество неплановых автоматических остановов реактора в критическом состоянии. Коллективная доза радиационного облучения персонала. Объем твердых радиоактивных отходов низкого уровня. Показатель тепловой экономичности. Работоспособность систем безопасности. Показатель надежности ядерного топлива. Химический индекс. Показатель потерь рабочего времени в результате несчастных случаев.

4 Документационное обеспечение эксплуатацииСистема технической документации на АЭС.

2 Цифровой проектор

[1, 2]

1 3

16

Ном

ер р

азде

ла, т

емы

, за

няти

я

Название раздела, темы, занятия; перечень изучаемых вопросов

Количество аудиторных часов

Мат

ериа

льно

е об

еспе

чени

е за

няти

я (н

агля

дны

е, м

етод

ичес

кие

посо

бия

и др

.)

Лит

ерат

ура

Фор

мы к

онтр

оля

знан

ий

лекц

ии

прак

тиче

ские

(сем

инар

ские

) за

няти

я

лабо

рато

рны

е за

няти

я

Кон

трол

ируе

мая

(упр

авля

емая

) са

мост

ояте

льна

я ра

бота

сту

дент

а

1 2 3 4 5 6 7 8 9Производственно-техническая (эксплуатационная) документация и ее место в системе менеджмента качества (СМК) АЭС. Виды эксплуатационной документации. Программа обеспечения качества при эксплуатации ПОКАС(Э).

5 Системы контроля и управленияTeleperm XS, Teleperm XP. АРМ-5С, РОМ, УПЗ, ПЗ-I, ПЗ-II, АЗ. СКУД и её подсистемы. АКНП. Аварийный КИП (СКУТ). Основные регуляторы 1 контура. Основные регуляторы 2 контура. ЭЧСР.

2 Цифровой проектор

[1,2] 3

6 Водно-химические режимы (ВХР) энергоблока с ВВЭРВХР первого контура. ВХР второго контура.

2 Цифровой проектор

[1 3, 11]

1 3

18 40 Экзамен

17

ИНФОРМАЦИОННО-МЕТОДИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Формы текущего контроля знаний1. Выборочная проверка конспектов2. Устный опрос.3. Отчеты по лабораторным работам

Примерные темы лабораторных работ (на ФАТ энергоблока с ВВЭР-1000)

1. Моделирование физического пуска реактора ВВЭР 1000.2. Моделирование энергетического пуска реактора ВВЭР 1000.3. Моделирование разогрева энергоблока с ВВЭР-1000 до «горячего»

состояния.4. Моделирование перевода энергоблока с ВВЭР-1000 из «горячего»

состояния в «холодное» состояния.5. Моделирование пуска турбогенератора: разворот до номинальных

оборотов, синхронизация, включение в сеть, набор нагрузки 400 МВт(э).

6. Моделирование разгрузки энергоблока с номинальной мощности до «горячего» состояния.

7. Моделирование проектных аварий с течами первого контура.8. Моделирование проектных аварий с течами второго контура.9. Моделирование проектной аварии с потерей питания от секций

системы нормального электроснабжения.10. Моделирование запроектной аварии с полным обесточиванием

энергоблока.

Рекомендации по контролю качества усвоения знаний и проведению аттестации

Для текущего контроля качества усвоения знаний по дисциплине рекомендуется использовать устные опросы и лабораторные работы. Оценивание выполнения лабораторной работы осуществляется форме устного опроса по теоретическому материалу к лабораторной работе и полученным обучающимся результатам (защита работы).

Для получения допуска к экзамену необходимо выполнить все лабораторные работы. Необходимо защитить каждую работу с оценкой не ниже 4 («четыре»). При этом средняя оценка (средняя арифметическая, округлённая до целых по общепринятым правилам) за все лабораторные работы, Л, для допуска к экзамену должна быть не ниже 6 («шесть»).

Аттестация по учебной дисциплине проводится в форме экзамена. Итоговая оценка, И, которая заносится в ведомость, вычисляется по формуле:

И = 0,6Э + 0,4И,

где Э экзаменационная оценка.

19

Рекомендуемая литература

Основная

1. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС: Учебник для вузов / В.А.Иванов. СПб.: Энергоатомиздат, Санкт-Перербургское отделение, 1994. 384 с.

2. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций: Учебник для вузов / В.А.Острейковский. М.: Энергоатомиздат, 1999. 928 с.

3. Баклушин Р.П. Эксплуатация АЭС. Часть I. Работа АЭС в энергосистемах. Часть II. Обращение с радиоактивными отходами. Учебное пособие / Р.П.Баклушин. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 304 с.

4. Маргулова Т.С. Атомные электрические станции: Учебник для вузов / Т.С.Маргулова. 5-е изд. перераб. и доп. М.: Высш. школа, 1994. 360 с.

5. АЭС с ВВЭР: Режимы, характеристики, эффективность / Р.З.Аминов, В.А.Хрусталев, А.С.Духовенский, А.И.Осадчий. М.: Энергоатомиздат, 1990. 264 с.

6. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта / С.А.Андрушечко, А.М.Афров, Б.Ю.Васильев, В.Н.Генералов, К.Б.Косоуров, Ю.М. Семченков, В.Ф.Украинцев. М.: Логос, 2010. 604 с.

Дополнительная

7. Hигматулин И.Н. Ядерные энергетические установки / И.Н.Нигматулин, Б.И.Hигматулин. М.: Энергоатомиздат,1986. 168 с.

8. Ядерные энергетические установки: Учеб. пособие для вузов / Б.Г.Ганчев, Л.Л.Калишевский, Р.С.Демешев и др.; под ред. H.А. Доллежаля. 2-е изд. перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат,1990. 629 с.

9. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы / Б.А.Дементьев. М.: Энергоатомиздат,1990. 352 с.

10. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. Учеб. пособие для вузов. / Б.А.Дементьев. 2-е изд. перераб. и доп. М. : Энергоатомиздат,1990. 272 с.

11. Турбины тепловых и атомных электростанций / В.Фролов, А.Булкин, А.Трухний, А.Костюк. М.: Изд-во МЭИ, 2001. 488 с.

12. Кириллов П.Л. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. Учебное пособие; 2-е изд. перераб. / П.Л.Кирилов, Г.П.Богословская. М.: Энергоатомиздат, 2008. 256 с.

13. Гостьков В.В. Режимы и нормы эксплуатации оборудования по химико-радиационному цеху АЭС. Учебное пособие / В.В.Гостьков. Иваново: Иван. гос. энерг. ун-т, 1999. 258 с.

20

14. Зорин В.М. Исследование и математическое моделирование АЭС на основе системного подхода: Учебное пособие / В.М.Зорин. М.: Изд-во МЭИ, 2002. – 88 с.

15. Кириллов П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П.Л.Кириллов, Ю.С.Юрьев, Б.П.Бобков. М.: Энергоатомиздат, 1990. 360 с.

21

ПРОТОКОЛ СОГЛАСОВАНИЯ УЧЕБНОЙ ПРОГРАММЫПО ИЗУЧАЕМОЙ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЕ

С ДРУГИМИ ДИСЦИПЛИНАМИ СПЕЦИАЛЬНОСТИ

Название дисциплины, с которой требуется согласование

Название кафедры

Предложения об изменениях в содержании учебной программы по изучаемой учебной дисциплине

Решение, принятое кафедрой, разработавшей учебную программу (с указанием даты и номера протокола)

Ядерная безопасность Кафедра ядерной физики

Оставить содержание учебной дисциплины без изменения

Рекомендовать к утверждению учебную программу в представленном вариантеПротокол №12 от 28 мая 2017 г.

22

ДОПОЛНЕНИЯ И ИЗМЕНЕНИЯ К УЧЕБНОЙ ПРОГРАММЕ ПО ИЗУЧАЕМОЙ УЧЕБНОЙ ДИСЦИПЛИНЕ

на _____/_____ учебный год

№№пп

Дополнения и изменения Основание

Учебная программа пересмотрена и одобрена на заседании кафедры(протокол № ____ от ________ 20__ г.)

Заведующий кафедрой ядерной физикик.ф.-м..н., доцент __________________ А.И.Тимощенко

УТВЕРЖДАЮДекан физического факультетад.ф.-м.н., профессор __________________ В.М. Анищик

23