Управління ядерним реактором

Мета вивчення дисципліни − формування знань про технічні можливості управління ядерним реактором, вивчення принципу роботи системи управління та захисту ядерного реактора, а також окремих елементів систем, призначення окремих елементів систем контролю та регулювання потужності реактора задля надійної та безпечної роботи АЕС.
Дисципліна «Управління ядерним реактором» базується на вивченні таких дисциплін: Іноземна мова, Вища математика, Основи інформаційних технологій та програмування, Фізика, Хімія, Математичні методи та моделювання в розрахунках на ЕОМ, Безпека життєдіяльності, Охорона праці, Опір матеріалів, Технічна термодиміка, Ядерна та нейтронна фізика, Тепломасообмін, Теплотехнічні вимірювання та прилади, Парогенератри АЕС, Основи автоматики, Фізика ядерних реакторів, Матеріали ядерної техніки, Ядерні енергетичні реактори.
Критерієм відбору матеріалу з'явився підручник, розроблений на кафедрі АЕС та ІТФ Київського національного технічного університету «КПІ» для студентів вишів, якi навчаються за спеціальністю «Атомна енергетика»: Широков С.В. Ядерні енергетичні реактори: Навч.. посібн. К.: «Вища школа», 1995, – 292 с. та підручник, розроблений на каф. АЕС Одеської політехніки Верхівкер Г.П., Кравченко В.П. «Основи розрахунку та конструювання ядерних енергетичних реакторів»: Підручник. - Одеса: ТЕС, 2009. – 410 с., а також підручника Погосов О.Ю. «Технічні засоби управління ядерними реакторами з водою під тиском для АЕС» - Одеса: Наука та техніка, 2013, - 288 с. та підручника Погосов О.Ю., Дерев’янко О.В. «Метрологічне забезпечення експлуатації АЕС» - 2016,- 204 с.

Практичне значення та використання отриманих знань
Практичне значення полягає в тому, то студенти зможуть використовувати отримані знання та вміння якщо будуть працювати в атомній енергетиці і зможуть використовувати в курсах “Атомні електростанції”, “Надійність та безпека АЕС” і будуть використовуватися в курсовій роботі за дисципліною “Ядерні енергетичні реактори 2”, “Управління ядерними реакторами”, “Стратегія управління ядерними аваріями” та “Експлуатація АЕС” та при написанні кваліфікаційної роботи магістра.

Спрямування навчальної дисципліни – навчальна дисципліна рекомендована для вивчення здобувачами другого (магістерського) рівня вищої освіти, які навчаються за ОПП «Атомна енергетика», 2024.
Тематика та види навчальних занять

Для денної форми здобуття освіти
Лекційні заняття
Лекція 1. «Базові поняття щодо управління технічними об’єктами». «Особливості використання систем автоматики на АЕС».
Лекція 2. «Регулювання потужності ядерного реактора». «Параметри, що підлягають моніторингу при управлінні ядерним реактором, їх зв’язок».
Лекція 3. «Технологічні можливості для контролю потужності ядерного реактора». «Технологічні можливості для контролю періоду ядерного реактора»
Лекція 4. «Автоматизований моніторинг реактивності ядерного реактора». «Алгоритмічні особливості реактиметрів та важливість врахування якості змінення реактивності реактора для регулювання потужності».
Лекція 5. «Механічна частина системи управління та захисту. Органи регулювання СУЗ». «Крокові електромагнітні приводи кластерів поглинаючих елементів органів регулювання СУЗ».
Лекція 6. «Засоби контроля переміщення органів регулювання в активній зоні реактора». «Позазонні нейтронні детектори та апаратура контроля нейтронного потоку».
Лекція 7. «Електроапаратурна частина СУЗ. Автоматичний регулятор потужності». «Обмеження використання автоматичного регулятора потужності».
Лекція 8. «Перспективні технічні рішення щодо модернізації системи управління та захисту ядерних реакторів».

Лабораторні заняття.
Лабораторне заняття 1. «Загальні основи використання технічних засобів систем автоматичного управління».
Мета: ознайомлення з загальними основами використання технічних засобів систем автоматичного управління реактором.
Лабораторне заняття 2 «Вивчення принципів роботи систем автоматичного регулювання при управління ядерним реактором».
Мета: ознайомлення та вивчення принципів роботи систем автоматичного регулювання при управління ядерним реактором
Лабораторне заняття 3. «Аналіз основних засобів автоматичного регулювання роботи ядерного реактора».
Мета: засвоєння основ аналізу основних засобів автоматичного регулювання роботи ядерного реактора
Лабораторне заняття 4. «Аналіз основного рівняння нейтронної кінетики».
Мета: засвоєння правил проведення аналізу основного рівняння нейтронної кінетики.
Лабораторне заняття 5. «Вивчення конструкції вимірювальних приладів для контролю щільності потоку нейтронів і потужності реактору».
Мета: ознайомлення та засвоєння знань конструкції вимірювальних приладів для контролю щільності потоку нейтронів і потужності реактору.
Лабораторне заняття 6. «Вивчення алгоритму роботи періодоміру та аналіз необхідності використання періодоміру на блочному щиті управління».
Мета: засвоєння алгоритму роботи періодоміру та аналіз необхідності використання періодоміру на блочному щиті управління.
Лабораторне заняття 7. «Аналіз алгоритму роботи реактиметру реактора».
Мета: ознайомлення з правилами побудови алгоритму роботи реактиметру реактора.

Для заочної форми здобуття освіти
Лекційні заняття
Лекція 1. «Загальна технологічна схема системи управління потужністю ядерного реактора». «Особливості використання системи управління та захисту в режимах регулювання потужності та в режимах аварійного захисту».
Лекція 2. «Нейтронна кінетика та врахування головних параметрів, важливих для управління реактором». «Технічні засоби управління ядерним реактором».

Лабораторні заняття.
Лабораторне заняття 1. «Розробка структурної схеми управління реактором. Частина 1 і 2».
Мета: ознайомлення та розробка структурної схеми управління реактором.
Лабораторне заняття 2. «Аналіз складу механічної частини СУЗ і елекро-механічного забезпечення формування сигналів, важливих для управління. Частина 1 та 2».
Мета: ознайомлення зі складом механічної частини СУЗ і елекро-механічного забезпечення формування сигналів, важливих для управління.
Консультації здійснюються впродовж семестру згідно встановленого розкладу

Індивідуальна робота

Для денної форми здобуття освіти
Не передбачено

Для заочної форми здобуття освіти
Виконання контрольної роботи, яка включає два питання:
Питання 1.Технологія управління ядерним реактором.
Питання 2. Технічні засоби управління ядерним реактором.
Текст відповіді на питання виконується самостійно, з посиланням на використані джерела.
Термін надання виконаної контрольної роботи на перевірку – не пізніше, ніж за місяць до початку сесії.

Форми контрольних заходів та оцінювання результатів навчання

Для денної форми здобуття освіти
Поточний контроль полягає у виконанні:
1) 7 лабораторних робіт. Бездоганне виконання лабораторних занять 1, 2, 3, 4 оцінюється у 5 балів, лабораторних занять 5, 6, 7 – по 6,67 балів; разом 40 балів.
2) двох модульних контрольних робіт, максимальна оцінка по 30 балів кожна. МКР складаються з теоретичної та практичної частини та проводяться у письмовій формі.
Завдання і кількість балів: теоретична частина складається з 5 запитань (максимальна оцінка за кожне запитання – 3 бали), практична частина складається з двох задач (максимальні оцінка за кожну задачу – 7,5 балів).
Підсумковий контроль – екзамен. Максимальна оцінка, яку може отримати – 100 балів.

Для заочної форми здобуття освіти
Поточний контроль полягає у виконанні:
1) 2 лабораторних робіт, які оцінюються в 20 балів кожна (максимум).
2) контрольної роботи, яка складається з теоретичної та практичної частини та проводяться у письмовій формі.
Завдання і кількість балів: максимальні оцінка 60 балів, теоретична частина складається з 5 запитань (максимальна оцінка за кожне запитання – 6 балів), практична частина складається з двох задач (максимальні оцінка за кожну задачу – 15 балів).
Підсумковий контроль – екзамен. Максимальна оцінка, яку може отримати – 100 балів.