Кваліфікація систем важливих для безпеки АЕС

Обґрунтування актуальності дисципліни 
Відповідно до термінології МАГАТЕ під кваліфікацією систем, важливих для безпеки (СВБ), ядерних енергоустановок (ЯЕУ) мається на увазі розрахункове та/або експериментальне обґрунтування (підтвердження) надійності та працездатності СВБ ЯЕУ в робочих та аварійних умовах.
У загальному випадку СВБ ЯЕУ складаються з:
- СВБ нормальних умов експлуатації (СВБ НУЕ - обладнання та трубопроводи реакторного контуру, системи транспортно-технологічного обладнання перевантаження та зберігання ядерного палива та ін.), наслідки відмов та/або порушень нормальних умов експлуатації (ННУЕ) цих систем можуть призвести до ядерних (важких) аварій з пошкодженням/руйнуванням ядерного палива
- Системи контролю та запобігання аваріям, управління аваріями, захисних бар'єрів безпеки та локалізації наслідків аварій (СВБ АВА).
З урахуванням уроків та наслідків великої аварії на АЕС Фукусіма в 2011 р., в якій відбулися множинні відмови СВБ АВА (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 регулююча безпека АЕС - Державна інспекція ядерного регулювання України - ДІЯРУ) розпочали розробку та впровадження в експлуатаційну практику галузевих програм з Я.Б 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. 
У дисципліні розглядаються питання розрахункової та/або експериментальної кваліфікації наступних стратегій експлуатації/контролю/випробувань/ремонту СВБ ЯЕУ:
- кваліфікація стратегії контролю технічного стану корпусу реактора
- кваліфікація стратегії внутрішньореакторного контролю 
- кваліфікація стратегії контролю металу корпусів обладнання та трубопроводів реакторного контуру
- кваліфікація контролю транспортно-технологічного обладнання систем перевантаження ядерного палива та зберігання відпрацьованого ядерного палива
- кваліфікації стратегії експлуатації ядерних реакторів на підвищеній номінальній потужності
- кваліфікація стратегії експлуатації ядерних реакторів на підвищеній тривалості паливної кампанії
- кваліфікація стратегії оптимізації тривалості ремонтних кампаній СВБ ЯЕУ для підвищення ефективності безпечної експлуатації АЕС
- кваліфікація стратегії планових випробувань систем безпеки (СБ) у процесі паливних кампаній
- кваліфікація стратегії планових випробувань СБ у процесі паливних кампаній
- Кваліфікація стратегії випробувань на герметичність захисної оболонки ЯЕУ
- кваліфікація стратегії контролю термодинамічної стійкості ядерних реакторів у робочих режимах експлуатації
- кваліфікація стратегії контролю термодинамічної стійкості систем керування аваріями в ЯЕУ з реакторами типу ВВЕР/PWR в аварійних режимах
- кваліфікація стратегії контролю термодинамічної стійкості систем управління аваріями ЯЕУ з реакторами великої потужності типу АР та малими модульними реакторами (SMR)
- кваліфікація модернізацій нейтронно-фізичних та теплофізичних властивостей ядерного палива 
Представлені вище питання кваліфікації СВБ ЯЕУ розглядаються вперше у навчальних програмах кафедри АЕС
Цілі навчання дисципліни
1. Здобуття студентами знань передового досвіду та результатів кваліфікації СВБ 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
Спрямування навчальної дисципліни – навчальна дисципліна рекомендована для вивчення здобувачами другого (магістерського) рівня вищої освіти, які навчаються за ОПП «Атомна енергетика», 2025

Тематика та види навчальних занять
Лекційні заняття
Лекція 1. Актуальність та перспективи кваліфікації систем, важливих для безпеки ядерних енергоустановок
Лекція 2. Кваліфікація стратегії контролю корпусу реактору
Лекція 3. Кваліфікація стратегії внутришньореакторного контролю
Лекція 4. Кваліфікація стратегії контролю металу корпусів обладнання та трубопроводів реакторного контуру
Лекція 5. Кваліфікація стратегії контролю систем перевантаження та зберігання ядерного палива
Лекція 6. Кваліфікація термофізичних властивостей тепловиділяючих елементів ядерного палива
Лекція 7. Кваліфікація стратегій експлуатації ядерних реакторів на підвищеній тривалості паливних кампаній та/або номінальній потужності
Лекція 8. Кваліфікація стратегії оптимізації тривалості ремонтних кампаній систем, важливих для безпеки ЯЕУ
Лекція 9. Кваліфікація стратегії планових випробувань систем безпеки в процесі проєктної тривалості паливних кампаній
Лекція 10. Кваліфікація стратегії випробувань систем безпеки в режимах підвищеної тривалості паливних кампаній
Лекція 11. Кваліфікація стратегії контролю 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

Практичні заняття
Практичне заняття № 1 «Розрахунок максимально допустимої підвищеної потужності ядерного реактору». 
Мета заняття: засвоєння методів розрахунку максимально допустимої підвищеної потужності ядерного реактору.
Практичне заняття № 2 «Розрахунок термічного опору твел при максимально допустимій підвищеній потужності ядерного палива». 
Мета заняття: засвоєння порядку розрахунку 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». 
Мета заняття: оволодіння методикою розрахунку 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». 
Мета заняття: засвоєння алгоритму проведення розрахунку 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». 
Мета заняття: оволодіння методикою проведення розрахунку 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». 
Мета заняття: засвоєння порядку проведення розрахунку 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 умовакх експлуатації». 
Мета заняття: засвоєння алгоритму проведення розрахунку на міцність транспортно-технологічного обладнання систем перевантаження ядерного палива в екстремальних умовах експлуатації.
Консультації здійснюються впродовж семестру згідно встановленого розкладу

Індивідуальна робота
Не передбачено

 Форми контрольних заходів та оцінювання результатів навчання
Поточний контроль полягає у виконанні:
1) 7 практичних занять згідно тематики лекційного матеріалу. Бездоганне виконання кожного практичного заняття оцінюється у 5,7 балів, разом 40 балів.
двох модульних контрольних робіт. МКР1 та МКР2 виконуються у письмовій формі і носить характер тесту (теоретична частина білету) та практичної частини. Теоретична частина МКР включає десять теоретичних запитань, практична частина – у розв'язанні двох задач. Максимальна оцінка за кожний модульний контроль – 30 балів (разом 60 балів).
Підсумковий контроль – залік. Максимальна оцінка, яку може отримати здобувач – 100 балів. Мінімальна оцінка, яка дозволяє отримати оцінку «зараховано» - 60 балів.