Физика и безопасность ядерных энергоблоков «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Цель программы подготовить слушателя к профессиональной деятельности в области безопасной и экономичной эксплуатации ядерных энергоблоков Категория слушателей Оперативный персонал блочных щитов управления (БЩУ) энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000: ведущий инженер по управлению реактором (ВИУР), ведущий инженер по управлению турбиной (ВИУТ), начальник смены блока (НСБ) АЭС

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Компетенции, подлежащие формированию по итогам обучения ВИУР (ведущий инженер по управления реактором): Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования второго контура Знает физику ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно- физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в реакторе и оборудовании первого контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Компетенции, подлежащие формированию по итогам обучения ВИУТ (ведущий инженер по управлению турбиной): Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования первого контура Знает основы физики ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно- физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в оборудовании второго контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Компетенции, подлежащие формированию по итогам обучения НСБ (начальник смены блока): Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования РУ Знает физику ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно-физические расчеты Умеет анализировать процессы в ядерных энергетических установках с целью обеспечения их эффективной и безопасной работы

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Объем программы и виды учебной работы Вид учебной работы Всего часов Общий объем программы118 Лекционные занятия54 Практические занятия62 Текущий /промежуточный контроль- Итоговая аттестация2

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ВОЛГОДОНСКИЙ ИНЖЕНЕРНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ – филиал НИЯУ МИФИ Учебный план п/п Наименование модулей Всего часов В том числе Лекции Практические занятия с указанием мест проведения 1 Модуль 1. Элементы ядерной физики и физики реактора (на базе ВИТИ НИЯУ МИФИ, физическая лаборатория ядерной физики, аудитория с мультимедийным оборудованием) 2Модуль 2. Эксплуатация АЭС (на базе ВИТИ НИЯУ МИФИ, аналитический, полномасштабный и технологический тренажер) 4 Итоговая аттестация по программе 2- 2 (на базе ВИТИ НИЯУ МИФИ) ИТОГО

Программа профессионального модуля 1 « » Программа профессионального модуля 1 « Элементы ядерной физики и физики реактора »

Компетенции, подлежащие формированию по итогам прохождения модуля ВИУР (ведущий инженер по управления реактором) Деятельность по безопасной (проектной) эксплуатации реактора: Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования первого контура Знает физику ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно-физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в реакторе и оборудовании первого контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

Компетенции, подлежащие формированию по итогам прохождения модуля ВИУТ (ведущий инженер по управлению турбиной) Деятельность по безопасной (проектной) эксплуатации турбоагрегата: Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования второго контура Знает основы физики ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно-физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в оборудовании второго контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

Задачи модуля в изучении необходимых для обеспечения эффективной и безопасной работы элементов физики ядерного реактора; в изучении и практическом освоении приемов и методов анализа и оценки нейтронно-физических и связанных явлений, происходящих в эксплуатируемом оборудовании.

Слушатель должен: освоить практический опыт (приобрести навыки выполнения трудовых действий): оценочных нейтронно-физических расчетов оборудования АС (реактора); использования научно-технической информации, отечественного и зарубежного опыта в области проектирования и эксплуатации АС; получить знания: об основных характеристиках эксплуатируемого оборудования; об отечественном и зарубежном опыте в области проектирования и эксплуатации АС.

Тематический план модуля 1

Раздел 1. Основы ядерной физики Тема 1.1. Атом и радиоактивность Особенности описания объектов микромира. Структура материи. Размеры объектов. Строение атома. Фундаментальные взаимодействия. Классификация элементарных частиц. Характеристики частиц. Понятие «физический вакуум». Структура и свойства ядер. Изотопы, изотоны, изобары. Свойства ядерных сил и потенциальный барьер. Связанные состояния частиц. Модели ядра. Энергия связи ядер и дефект массы. Устойчивость нуклида. Зеркальные ядра. Эффект парности и магические числа. Таблица нуклидов и ее основные особенности. Энергетический спектр ядер. Энергия возбужденного ядра. Ядерные моменты. Виды радиоактивности. Основной закон радиоактивного распада. Константа распада. Период полураспада. Активность. Радиоактивные семейства. Радиоактивное равновесие. Особенности альфа-распада. Виды и особенности бета-распада. Нейтрино. Взаимодействие гамма-излучения с веществом. Эффект Мёссбауэра. Ядерная изомерия. Поглощенная, эквивалентная и экспозиционная доза. Относительная биологическая эффективность. Тема 1.2.Ядерные реакции Классификация ядерных реакций. Законы сохранения. Составное ядро. Энергетический выход реакции. Энергия реакции. Пороговая энергия. Зависимость энергии образующихся частиц от угла вылета. Удельный выход реакции. Угловые распределения продуктов реакции. Характерные для ЯР ядерные реакции. Реакции получения нейтронов и нейтронные реакции.

Раздел 2. Цепная реакция деления ядер и нейтронное поле в ядерном реакторе Тема 2.1. Характеристики нейтронных полей и сред Резонансные эффекты при нейтронных реакциях. Основные характеристики нейтронного поля в средах ядерного реактора (ЯР) и сред ЯР: плотность нейтронов, спектр энергии нейтронов, плотность потока нейтронов, флюенс, эффективные микро- и макросечения реакции данного вида, транспортное сечение, средний свободный пробег, среднелогарифмическая потеря энергии при одном соударении, летаргия, замедляющая способность среды и коэффициент замедления, возраст нейтронов, длина диффузии, длина миграции. Требования к замедлителям и теплоносителям. Тема 2.2. Замедление, диффузия и утечка нейтронов. Нейтронный цикл. Рождение, замедление, диффузия и поглощение нейтронов. Нейтронный цикл в ЯР. Подкритичность, критичность и надкритичность ЯР. Баланс нейтронов. Характеристики из формулы четырех сомножителей для гомогенной и гетерогенной сред. Самоэкранирование потока нейтронов. Эффективный резонансный интеграл. Коэффициент использования тепловых нейтронов. Фактор проигрыша. Решетка ТВЭЛов. Эффективный коэффициент размножения нейтронов для бесконечной и конечной сред. Избыточный коэффициент размножения нейтронов. Реактивность.

Раздел 3. Изменение изотопного состава топлива в течение кампании Тема 3.1. Отравление и шлакование реактора Отравление и шлакование ЯР. Выгорание топлива. Накопление осколков деления. Стационарное отравление реактора ксеноном-135. Нестационарное отравление (переотравление) после изменения мощности ЯР – йодная яма и йодный холм и их ядерная опасность. Ксеноновые волны. Три группы шлаков. Меры шлакования. Стационарное и нестационарное отравление реактора самарием-149. Аналогия йод-ксенон и прометий-самарий. Инерционность энерговыделения в ЯР, остаточное энерговыделение в ЯР после останова Тема 3.2. Выгорание и воспроизводство топлива. Поведение топливной загрузки в течение кампании Степень и глубина выгорания топлива. Изменение параметров ЯР вследствие выгорания топлива. Энерговыработка ЯР. Воспроизводство (вторичного) ядерного топлива – плутония. Коэффициент воспроизводства. Время удвоения топлива. Методы продления кампании энергоблока. Поведение топливной загрузки в течение кампании

Программа профессионального модуля 2 « » Программа профессионального модуля 2 « Эксплуатация ядерных реакторов в нормальных (стационарных) и переходных, включая аварийные, режимах. Нормативная документация »

Компетенции, подлежащие формированию по итогам прохождения модуля ВИУР (ведущий инженер по управления реактором) Деятельность по безопасной (проектной) эксплуатации реактора: Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования первого контура Знает физику ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно-физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в реакторе и оборудовании первого контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

Компетенции, подлежащие формированию по итогам прохождения модуля ВИУТ (ведущий инженер по управлению турбиной) Деятельность по безопасной (проектной) эксплуатации турбоагрегата: Знает технические характеристики эксплуатируемого оборудования второго контура Знает основы физики ядерного реактора Умеет проводить оценочные нейтронно-физические расчеты Умеет анализировать и оценивать явления, происходящие в оборудовании второго контура с целью обеспечения его эффективной и безопасной работы

Задачи модуля изучении необходимых правил и норм для обеспечения эффективной и безопасной работы систем и оборудования реакторной, турбинной и электро-генераторной установок; изучении и практическом освоении приемов и методов анализа и оценки связанных явлений, происходящих в эксплуатируемом оборудовании; накоплении стандартных оценочных и диагностических решений при возникновении аномалий в работе оборудования, могущих перерасти в инциденты и аварии.

Слушатель должен: освоить практический опыт (приобрести навыки выполнения трудовых действий): - оценочных нейтронно-физических расчетов оборудования реактора; - сравнительного анализа прямого и обратного теплового балансов первого и второго контуров; - использования научно-технической информации, отечественного и зарубежного опыта в области проектирования и эксплуатации АС; получить знания: об основных характеристиках эксплуатируемого оборудования и систем; об отечественном и зарубежном опыте в области проектирования и эксплуатации АС.

Тематический план модуля 2 (часть 1) п/п Наименование разделов и тем профессионального модуля Всего часов В том числе Применяемые образовательные технологии Способы контроля образовательных результатов Лекции Практические занятия 1 Раздел 1. Классификация АЭС и их установок 44- объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы 2Тема 1.1. Классификация АЭС22- объяснительно - иллюстрированное обучение 3 Тема 1.2. Основные этапы в жизненном цикле АЭС и их характеристики 22- объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы 4 Раздел 2. Классификация оборудования, систем, коммуникаций и установок на АЭС 624 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 5 Тема 2.1. Упрощенная тепловая схема и оборудование АЭС с ВВЭР 312 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 6 Тема 2.2. Классификация оборудования, систем, коммуникаций и установок на АЭС 312 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере

Тематический план модуля 2 (часть 2) п/п Наименование разделов и тем профессионального модуля Всего часов В том числе Применяемые образовательные технологии Способы контроля образовательных результатов Лекции Практические занятия 7 Раздел 3. Особенности тепловых схем и термодинамических циклов энергоблоков 422 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, решение задач на практическом занятии 8 Тема 3.1. Термодинамические процессы в оборудовании энергоблоков с реакторами ВВЭР 11- объяснительно - иллюстрированное обучение 9 Тема 3.2. Пути повышения КПД циклов АЭС 312 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, решение задач на практическом занятии 10 Раздел 4. Состав и назначение основных систем энергоблоков АЭС 1046 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 11 Тема 4.1. Системы нормальной эксплуатации и системы безопасности. Системы ЯППУ 523 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 12 Тема 4.2. Системы паротурбинной установки. Системы электрогенераторной установки 523 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере

Тематический план модуля 2 (часть 3) п/п Наименование разделов и тем профессионального модуля Всего часов В том числе Применяемые образовательные технологии Способы контроля образовательных результатов Лекции Практические занятия 13 Раздел 5. Монтаж, пуско-наладочные работы и ввод в эксплуатацию новых энергоблоков АЭС 1138 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 14 Тема 5.1. Основные этапы монтажа систем и их пусконаладочных работ 826 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 15 Тема 5.2. Физические эксперименты и освоение установленной мощности на энергоблоке 312 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 16 Раздел 6. Регламенты работы энергоблоков АЭС в условиях нормальной стационарной эксплуатации на разных уровнях энергетической мощности 725 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 17 Тема 6.1. Понятие о составе и условиях работы энергоблока по регламенту безопасной эксплуатации 211 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 18 Тема 6.2. Пуск энергоблока с реактором ВВЭР-1000 из различных тепловых состояний 514 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере

Тематический план модуля 2 (часть 4) п/п Наименование разделов и тем профессионального модуля Всего часов В том числе Применяемые образовательные технологии Способы контроля образовательных результатов Лекции Практические занятия 19 Раздел 7. Переходные режимы на энергоблоках объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 20 Тема 7.1. Переход с одного на другой уровень мощности по заданию диспетчера энергосистемы 413 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 21 Тема 7.2. Режимы работы при отключении и включении ГЦН, ТПН, ПВД, части конденсаторов 927 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 22 Тема 7.3. Плановая остановка энергоблока 413 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 23 Тема 7.4. Понятие об отказах, предельных состояниях и аварийных ситуациях. Алгоритмы работы систем безопасности энергоблока 927 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 24 Тема 7.5 Работа оперативного персонала при отказах по противоаварийным инструкциям 413 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере

Тематический план модуля 2 (часть 5) п/п Наименование разделов и тем профессионального модуля Всего часов В том числе Применяемые образовательные технологии Способы контроля образовательных результатов Лекции Практические занятия 25 Раздел 8. Операции с ядерным топливом на АЭС 1248 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 26 Тема 8.1. Стратегии перегрузок. Обращение со свежим ядерным топливом на АЭС 413 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 27 Тема 8.2. Технология перегрузок на реакторах ВВЭР 725 объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы, работа на тренажере 28 Тема 8.3. Обращение с отработавшим ядерным топливом на АЭС 11- объяснительно - иллюстрированное обучение Ответы на контрольные вопросы Всего842856

Раздел 1. Классификация АЭС и их установок Тема 1.1. Классификация АЭС Основные понятия. Современные и перспективные потребности в энергии. Взаимосвязь основных экономических показателей разных стран от уровня потребления энергии, основные энергетические ресурсы в мире и России. Экологические проблемы энергетики. Роль, место, возможности и специфика ядерной энергетики. Определения и классификация АЭС, АТЭЦ, АСТ, энерготехнологических АС. Общие технико-экономические характеристики атомных энергоустановок. Классификация ядерных реакторов по различным признакам. Тема 1.2. Основные этапы в жизненном цикле АЭС и их характеристики Назначение АЭС, основные требования к ним. Общая характеристика процессов, протекающих в контурах АЭС. Графики электрических нагрузок и режимы работы АЭС в энергосистемах. Линейная и круговая диаграммы этапов жизненного цикла атомного энергоблока. Описание основных задач и особенностей каждого этапа жизненного цикла. Принцип суперпозиции этапов. Подробное изучение этапа «Эксплуатация». Условия и требования для осуществления этапов «Продленная эксплуатация». Вывод из эксплуатации блоков АЭС. Оценка и обеспечение безопасности на всех этапах вывода блока из эксплуатации.

Раздел 2. Классификация оборудования, систем, коммуникаций и установок на АЭС Тема 2.1. Упрощенная тепловая схема и оборудование АЭС с ВВЭР Характеристика основного оборудования и физико-химические процессы, протекающие в нем. Принципиальные тепловые схемы АЭС. Основные свойства реакторов ВВЭР. Проектные решения в конструкции реакторов ВВЭР. Изучение T, S – диаграммы цикла энергоблока с реактором ВВЭР. Тема 1.2. Классификация оборудования, систем, коммуникаций и установок на АЭС Подразделение при проектировании на АЭС основных зданий, сооружений и оборудования на три категории в зависимости от их ответственности за радиационную и ядерную безопасность. Здания, сооружения, системы, конструкции и оборудование АЭС, относятся к первой, второй и третьей категориям (определения и примеры). Особенности проектирования систем первой и второй категорий.

Раздел 3. Особенности тепловых схем и термодинамических циклов энергоблоков Тема 3.1. Термодинамические процессы в оборудовании энергоблоков с реакторами ВВЭР Термический, внутренний и эффективный к.п.д. теплосиловой установки. Потери работоспособности. Связь термического к.п.д. на АЭС с температурой поверхности твэлов. Особенности тепловых схем АЭС с реакторами типа ВВЭР. Тема 3.2. Пути повышения КПД циклов АЭС Основы регенеративного подогрева воды на АЭС. Оптимизация параметров регенерации. Предельный регенеративный цикл и реализация регенеративного подогрева в тепловых схемах АЭС. Тепловая экономичность паротурбинных установок с регенеративным подогревом. Оптимальное распределение регенеративного подогрева по ступеням турбин АЭС и выбор числа подогревателей. Типы регенеративных подогревателей и схемы их включения. Материалы и конструкции ПВД и ПНД. Особенности регенеративных систем турбин насыщенного пара. Обоснование необходимости регенеративного подогрева воды в рабочих циклах ЯЭУ. Оптимальные параметры регенеративного подогрева. Особенности систем регенеративного подогрева для разных типов АЭС. Термодинамические циклы паротурбинных установок АЭС на насыщенном и перегретом паре. Принципиальные схемы реакторных установок ВВЭР. Расчет тепловых схем. Показатели общей и тепловой экономичности АЭС.

Раздел 4. Состав и назначение основных систем энергоблоков АЭС Тема 4.1. Системы нормальной эксплуатации и системы безопасности. Системы ЯППУ Основные цехи АЭС. Генеральный план и компоновки АЭС. Понятие систем для энергетики. Системы нормальной эксплуатации. Системы безопасности и их классификация. Системы важные для безопасности. Состав и основные технические характеристики реакторной установки ВВЭР Система компенсации давления. Система подпитки-продувки. Система аварийного охлаждения активной зоны. Система аварийного ввода бора. Спринклерная система. Система локализации аварий. Главный циркуляционный контур, контур многократной принудительной циркуляции. Система компенсации давления. Система обеспечения безопасности и локализации аварий, Системы обеспечения бесперебойного питания и надежного расхолаживания реакторной установки (пассивные и активные). Герметичная оболочка и ее системы безопасности, бассейн-барбатер. Система байпасной очистки теплоносителя. Система хранения и транспортировки ядерного топлива на АЭС. Вспомогательные системы реакторных установок. Тема 4.2. Системы паротурбинной установки. Системы электрогенераторной установки Особенности паротурбинных установок на насыщенном паре. Оптимизация промежуточной сепарации и промперегрева пара. Особенности работы турбинной установки на радиоактивном паре. Реальные процессы в паротурбинных установках. Электрогенератор и его основные системы. Вспомогательные системы и оборудование турбинных установок. Активный и реактивный принципы работы основных ступеней турбомашины. Потери в турбинной ступени. Особенности работы турбинной ступени на влажном паре. Основные особенности многоступенчатых турбин. Режимы работы конденсатора турбины. Назначение деаэраторной установки. Основы термической деаэрации. Классификация деаэраторов. Выбор параметров работы деаэратора. Назначение и состав конденсационной установки. Выбор вакуума в конденсаторе. Назначение системы технического водоснабжения. Электрогенератор и его основные системы. Системы обеспечения бесперебойного питания. Системы возбуждения генераторов. Системы принудительного охлаждения элементов генераторов.

Раздел 5. Монтаж, пуско-наладочные работы и ввод в эксплуатацию новых энергоблоков АЭС Тема 5.1. Основные этапы монтажа систем и их пусконаладочных работ Организационные основы, порядок монтажа и пуска оборудования и энергоблока АЭС в целом. Пуско-наладочные работы на основных и вспомогательных системах (на примере ВВЭР), особенности этапов монтажа и наладки на реакторах РБМК и БН. Тема 5.2. Физические эксперименты и освоение установленной мощности на энергоблоке Особенности проведения работ при первой загрузке активной зоны ядерного реактора и в последующих режимах перегрузки, пусков, регулирования и остановок в нормальных и аварийных условиях эксплуатации. Физический пуск – организационные и технические меры по обеспечению безопасности. Порядок набора критической массы и выход на МКУ, измерение эффективности органов СУЗ, определение эффектов реактивности. Особенности проведения физических пусков на головных и серийных блоках. Энергетический пуск, основные этапы, эксперименты и измерения.

Раздел 6. Регламенты работы энергоблоков АЭС в условиях нормальной стационарной эксплуатации на разных уровнях энергетической мощности Тема 6.1. Понятие о составе и условиях работы энергоблока по регламенту безопасной эксплуатации Контроль выполнения требований лицензии надзорных органов по безопасной эксплуатации оборудования энергоблока. Понятие о регламенте безопасной эксплуатации. Постулаты регламентов безопасной эксплуатации энергоблоков с разными типами реакторов. Тема 6.2. Пуск энергоблока с реактором ВВЭР-1000 из различных тепловых состояний Виды пусков и причины возникновения пусковых аварий. Методы и аппаратура для ручного, автоматизированного и автоматического пусков. Законы изменения динамических характеристик реакторов разных типов. Факторы, влияющие на переходные режимы (физические, теплофизические, механические и др.). Понятие о пусковой схеме. Пуск энергоблока на примере ВВЭР : перечень этапов и их основное содержание. Пуск реактора (в т.ч. требования, особенности, регламентирующие нормы, безопасность). Пуск энергоблока ВВЭР из "холодного" состояния. Особенности пуска из "горячего" состояния.

Раздел 7. Переходные режимы на энергоблоках Тема 7.1. Переход с одного на другой уровень мощности по заданию диспетчера энергосистемы Устойчивость и качество переходного процесса, а также меры обеспечения безопасности. Требования к переходным режимам на оборудовании АЭС, маневренные характеристики оборудования и блоков разных типов в целом, пути повышения маневренности АЭС. Переменные режимы работы турбины. Способы парораспределения в паровых турбинах. Особенности регулирования работы турбины. Статическая характеристика регулирования. Принципиальные схемы регулирования. Особенности разгона ротора влажнопаровых турбин при сбросе нагрузки. Тема 7.2. Режимы работы при отключении и включении ГЦН, ТПН, ПВД, части конденсаторов Оценка изменения теплофизических параметров реактора при отключении и включение петель, переходе с одного уровня мощности на другой уровень. Переходные процессы при отключении турбопитательных насосов изменении температуры питательной воды. Обратные процессы при включении ТПН и ПВД. Тема 7.3. Плановая остановка энергоблока Плановая остановка блока с реактором ВВЭР с расхолаживанием оборудования первого контура и предполагаемыми последующими ремонтными работами на этом оборудовании. Плановая остановка блока с реактором ВВЭР без расхолаживания оборудования первого контура. Разгрузка реактора до уровня МКУ и длительное поддержание его в таком состоянии.

Раздел 7. Переходные режимы на энергоблоках Тема 7.4. Понятие об отказах, предельных состояниях и аварийных ситуациях. Алгоритмы работы систем безопасности энергоблока Основные положения теории износа оборудования. Коэффициент качества работы оборудования. Определения аномалии, предельного состояния оборудования, инцидентов и отказов. Понятия о наработке на отказ, времени восстановления, параметре потока отказов. Условия перерастания отказов в аварии. Шкала международной классификации событий, инцидентов и аварий. Регламенты обслуживания, методы диагностики отказов и пути повышения аварийной безопасности и снижения ложных срабатываний системы аварийной защиты. Современные требования, предъявляемые МАГАТЭ к качеству систем аварийной остановки (САО) энергетических блоков. Структуры и иерархия САО. Сравнительная оценка качества различных структур САО. Общие подходы и принципы в осуществлении алгоритмов надежной работы персонала и оборудования и САО. Ранжирование аварийных блокировок и защит. Режимы перевода энергоблока в безопасное состояние при отказах основного оборудования (ГЦН, парогенераторов, ТПН, турбин, электрогенераторов), при сбросах нагрузки, работе предохранительных клапанов, БРОУ (БРУ). Особенности подобных ситуаций для энергоблоков с ВВЭР и РБМК. Работа систем безопасности и локализации аварий. Тема 7.5. Работа оперативного персонала при отказах по противоаварийным инструкциям Обеспечение надежности работы операторов при отказах и авариях. Факторы, влияющие на деятельность операторов в экстремальных ситуациях. Противоаварийные инструкции и системы технической поддержки операторов и руководителей ликвидации аварий. Различные возможные случаи тяжелых аварийных ситуаций: разрыв трубопроводов теплоносителя первого контура; резкий ввод положительной реактивности в активной зоне (самопроизвольный выброс стержней СУЗ), полное обесточивание АЭС.

Раздел 8. Операции с ядерным топливом на АЭС Тема 8.1. Стратегии перегрузок. Обращение со свежим ядерным топливом на АЭС Позонное перемещение топлива в реакторах по годам его эксплуатации. Контроль герметичности оболочек ТВЭЛ при каждом перемещении ядерного топлива. Методы ограничения и регулирования выгорания свежего ядерного топлива в активной зоне. Контроль энерговыделения ТВС по высоте и радиусу активной зоны. Выдержка отработавшего ядерного топлива. Приемка, учет и безопасное хранение свежего ядерного топлива. Чехлы для свежего топлива, герметичные пеналы. Оборудование для транспортировки в пределах территории АЭС свежего ядерного топлива. Требования ядерной безопасности к перемещению ядерного топлива. Тема 8.2. Технология перегрузок на реакторах ВВЭР Механизмы, зоны и помещения реакторных отделений, участвующие в перегрузках ядерного топлива в реакторах типа ВВЭР. Алгоритмы безопасной технологии управления операциями по перегрузке ядерного топлива. Структура системы управления машиной перегрузочной, системы телевизионного контроля и документирования за проведением операций. Запреты и блокировки, формируемые системой контроля перегрузок и общеблочной системой контроля и управления. Роль операторов в системах контроля и управления перегрузками ядерного топлива. Тема 8.3. Обращение с отработавшим ядерным топливом на АЭС Выдержка отработавшего ядерного топлива в реакторных зонах отстоя. Конструкции транспортных упаковочных контейнеров (ТУК) для разных отработавших ТВС. Погрузка отработавших ТВС в ТУК и для разных типов реакторов и отправка за пределы АЭС.