EU-UA NUCLEAR
RESEARCH & EDUCATION
CAPACITY BUILDING
Funded
by the EU
Speaker Volodymyr Kravchenko
Розвиток потенціалу ядерних досліджень і освіти ЄС-Україна
Семінар «Покращення освітніх програм провідних ВНЗ України за напрямом ядерної освіти»
25/06/2026
Навчальні курси, розроблені в Національному університеті «Одеська політехніка»
(кафедра атомних електростанцій)
НАВЧАЛЬНА ДИСЦИПЛІНА
КВАЛІФІКАЦІЯ СИСТЕМ, ВАЖЛИВИХ ДЛЯ БЕЗПЕКИ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГОУСТАНОВОК
(Кваліфікація - це підтвердження працездатності обладнання чи систем при норманих умовах та при аварії)
Funded
by the EU
Огрунтування вибору курсу
Відповідно до результатів Завдання №1.2 NURECAB існує необхідність розробки нових курсів з метою наближення ядерної освіти до потреб стейкхолдерів ядерної галузі України. На найближчі 5 років в результаті проведеного аналізу (Звіт 1.1) у порядку пріоритетності визначені наступні напрямки:
1) Матеріалознавство та інженерія (матеріали для ядерних установок, відмови, проєктування компонентів, інспекції та управління життєвим циклом);
2) Ядерний паливний цикл;
3) Радіаційний захист і дозиметрія;
4) Розробка малих ядерних реакторів;
5) Поводження з ядерними відходами;
6) Ядерна фізика та фізика елементарних частинок.
Навчальна дисципліна «КВАЛІФІКАЦІЯ СИСТЕМ, ВАЖЛИВИХ ДЛЯ БЕЗПЕКИ ЯДЕРНИХ ЕНЕРГОУСТАНОВОК» відповідає напрямку №1 в частині інженерії, а саме аналізу відмов, інспекції та управління життєвим циклом).
Funded
by the EU
Актуальність навчальної дисципліни
З урахуванням уроків та наслідків аварії на АЕС Фукусіма в 2011 р., в якій відбулися множинні відмови СВБ ЯЕУ (наприклад, відмови хвилерізів, систем захисту аварійного електропостачання, систем безпеки аварійного охолодження реактора та басейну витримки відпрацьованого ядерного палива та ін. регулюючі безпеку АЕС організації (в т.ч. і в Україні експлуатуюча організація Національна атомна енергогенеруюча компанія - НАЕК Енергоатом та Державна інспекція ядерного регулювання України - ДІЯРУ) розпочали розробку та впровадження в експлуатаційну практику галузевих програм з ядерної безпеки з кваліфікації СВБ АЕС.
Підвищену актуальність для атомної енергетики України набули питання кваліфікації СВБ ЯЕУ в екстремальних умовах експлуатації військового часу (зокрема, численні аварійні зупинки ЯЕУ через знеструмлення енергоблоків – одна із значних причин ядерних аварій та екологічних наслідків Фукусімської катастрофи).
Таким чином, передовий міжнародний та вітчизняний досвід розробки та реалізації галузевих програм кваліфікації СВБ ЯЕУ з урахуванням уроків та наслідків Фукусімської аварії та екстремальні умови експлуатації атомної енергетики України визначають актуальність дисципліни.
Funded
by the EU
Цільова аудиторія, зацікавлені сторони�
Funded
by the EU
Мета навчальної дисципліни�
1. Здобуття студентами знань передового досвіду та методів кваліфікації систем важливих для безпеки (СВБ) ядерних енергоустановок ( ЯЕУ)
2. Навчання студентів підходам та методам кваліфікації СВБ ЯЕУ
3. Застосування отриманих знань у галузі кваліфікації СВБ ЯЕУ до практичної діяльності в атомній енергетиці України
Funded
by the EU
НАВЧАЛЬНІ ДИСЦИПЛІНИ ВПРОВАДЖУЮТЬСЯ В ОСВІТНЬО-ПРОФЕСІЙНУ ПРОГРАМУ МАГІСТРА З АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ
Галузь знань:
G Інженерія, виробництво та будівництво
Спеціальність:
G4 Енерговиробництво
Спеціалізація:
G4.01 Атомна енергетика (посилання на ОПП): https://op.edu.ua/sites/default/files/files/opscans/pidpysanyy_mag-opp-g4-01_atomna_energetyka_id_75519.pdf
Вибіркова дисципліна (посилання на Каталог вибіркових дисциплін): https://op.edu.ua/studies/selected-mas?field_educomponent_semester_value=All&field_educomponent_dep_nid=All
Ступінь вищої освіти, що присуджується випускнику: освітній ступінь "Магістр".
Funded
by the EU
Об’єм у кредитах ЄКТС: – 4,5 (135 годин)
включаючи 15 лекцій (30 год);
7 практичних занять (14 год)
самостійну роботу 91 год.
Форма підсумкового контролю - залік
Funded
by the EU
Лекційні заняття
Лекція 1. Актуальність та перспективи кваліфікації систем, важливих для безпеки ядерних енергоустановок
Лекція 2. Кваліфікація корпусу реактору
Лекція 3. Кваліфікація внутришньореакторного контролю
Лекція 4. Кваліфікація металу корпусів обладнання та трубопроводів реакторного контуру
Лекція 5. Кваліфікація систем перевантаження та зберігання ядерного палива
Лекція 6. Кваліфікація теплофізичних властивостей матеріалов тепловиділяючих елементів
Лекція 7. Кваліфікація експлуатації ядерних реакторів на підвищеній тривалості паливних кампаній та/або номінальній потужності
Лекція 8. Кваліфікація оптимізації тривалості ремонтних кампаній систем, важливих для безпеки ЯЕУ
Лекція 9. Кваліфікація планових випробувань систем безпеки в процесі проєктної тривалості паливних кампаній
Лекція 10. Кваліфікація випробувань систем безпеки в режимах підвищеної тривалості паливних кампаній
Лекція 11. Кваліфікація захисної оболонки ЯЕУ
Лекція 12. Кваліфікація термофізичної стійкості ЯЕУ з ВВЕР/PWR/SMR в робочих режимах
Лекція 13. Кваліфікація термофізичної стійкості ЯЕУ з ВВЕР/PWR/SMR в аварійних та перехідних режимах
Лекція 14. Кваліфікація безпеки модернізацій ядерного палива на атомних електростанціях
Лекція 15. Кваліфікація систем та обладнання турбінного відділення
Funded
by the EU
Практичні заняття
Практичне заняття № 1 «Розрахунок максимально допустимої підвищеної потужності ядерного реактору».
Практичне заняття № 2 «Розрахунок термічного опору твел при максимально допустимій підвищеній потужності ядерного палива».
Практичне заняття № 3 «Розрахунок термічного опору твел при півторарічній паливній кампанії на проєктній номінальній потужності реактору».
Практичне заняття № 4 «Розрахунок мінімальних показників надійності систем управління максимальною проєктною аварією при півторарічній паливній кампанії».
Практичне заняття № 5 «Розрахунок мінімальних показників надійності критичних для безпеки систем управління аварією з повним знеструмленням енергоблоків при півторарічній паливній кампанії».
Практичне заняття № 6 «Розрахунок мінімальних показників надійності критичних для безпеки систем управління аварією з міжконтурними течами при півторарічній паливній кампанії».
Практичне заняття № 7 «Розрахунок на міцність транспортно-технологічного обладнання систем перевантаження ядерного палива в екстремальних умовах експлуатації».
Funded
by the EU
Особливості навчальної дисципліни�
Funded
by the EU
�Лекція 13. Кваліфікація термофізичної стійкості ЯЕУ з ВВЕР/PWR/SMR в аварійних та перехідних режимах
Funded
by the EU
Funded
by the EU
Загальні положення термофізичної стійкості систем в нестаціонарному стані
В загальному випадку аварійні/перехідні режими в ЯЕУ з реакторами типу ВВЕР/PWR/SMR є нестаціонарними процесами, в ході яких визначальні параметри стану системи можуть суттєво змінюватись протягом всього аварійного/перехідного режимів
Рівняння стану такої системи визначаються рівняннями балансу (збереження) маси, імпульсу та енергії в загальному форматі
Funded
by the EU
Метод кваліфікації термофізичної стійкості ЯЕУ з ВВЕР в умовах аварії з втратою теплоносія
Модель ЯЕУ в аварії з втратою теплоносія
1 - реактор, 2 - компенсатор тиску (КТ); 3 — парогенератор (ПГ); 4 — міжконтурні течі; 5 — ГЦН; 6 — гідроємності активної частини системи аварійного охолоджування зони (САОЗ); 7 - насос САОЗ; 8 - проміжний теплообмінник; 9 - арматура САОЗ; 10 — запірна арматура 2-го контуру
Funded
by the EU
Умови термофізичної стійкості (ТФС) системи «реакторний контур- міжконтурна теча-ПГ» (RLV) ТФС RLV
де
Якщо , то амплітуди початкових відхилень швидко зменшуються і система RLV знаходиться в стані ТФС.
Funded
by the EU
Аналіз критеріїв та умов термофізичної нестійкості (ТФН)
1. Наслідками імпульсної високоамплітудної ТФН в системі RLV можуть бути порушення умов ядерної безпеки.
2. При моделюванні аварій в ЯЕУ з ВВЕР умови парогазових вибухів в системі RLV звичайно не аналізуються
3. Критерії та умови порушень ядерної безпеки внаслідок імпульсної ТФН в аваріях з міжконтурними течами
4. На початкових етапах аварії з міжконтурними течами основною причиною імпульсної ТФН може бути запізнення в часі роботи насосу каналу СБ в режимі витрати, що встановилася
Funded
by the EU
Метод кваліфікації термофізичної стійкості ЯЕУ з PWR/AP/SMR
Типова схема управління аварією з течами по парогенератору в ЯЕУ з PWR AP/SMR
1 — активна зона; 2 -циркуляційний насос (ЦН); 3 — парогенератор (ПГ); 4 — арматура 2-го контуру; 5 — компенсатор тиску; 6 — міжконтурна теча; 7 — система аварійного охолодження активної зони (ПЦ ПСБ-1); 8 — система підживлення активної зони (ПЦ ПСБ-2); 9 - система підживлення об'єму ПГ (ПЦ ПСБ-3)
Funded
by the EU
Часові залежності критеріїв та умов безпеки в процесі аварійних режимів системи APVL з міжконтурної течею в умовах ТФС та ТФН
1 — ТФС; 2 — ТФН
Funded
by the EU
Метод кваліфікації тепло-гідродинамічної стійкості систем аварійного підживлення парогенераторів
Модернізовані стратегії управління аваріями з ПТЗ:
1 - реактор; 2 - ПГ; 3 - зупинений головний циркуляційний насос; 4 - пасивна система підживлення ПГ (СП ПГ) природної циркуляції; 5 - пасивна система підживлення ПГ насосом з пароприводом (СПН ПГ)
Funded
by the EU
Контрольні запитання
Розглянута дисципліна забезпечую наступні компетенції:
Funded
by the EU
РН 1. Знати та розуміти закономірності, методи та підходи щодо творчій діяльності та креативного мислення у професійній сфері |
РН 2. Володіти методологією системних досліджень та обслуговування складних об'єктів та процесів для розв’язання прикладних завдань в галузі професійної діяльності, підвищувати свої професіональні знання шляхом слідкування за прогресивними новинами в спеціальних літературних джерелах. |
РН3. Вміти визначати предметну область, співвідносити частини цілого, застосовувати набуті знання для розв’язування професійних завдань, ефективно працювати індивідуально і в команді, при реалізації планових проєктів, стартапів та на виробництві. |
РН4. Вміти встановлювати зв'язок між інженерною діяльністю та впливом на надійність функціонування обладнання, застосовувати заходи щодо охорони праці. |
Дякую за увагу
Funded
by the EU
Funded
by the EU
Funded
by the EU
Funded
by the EU