Количественно по состоянию на март 2009г по данным магатэ в мире эксплуатируются 439 атомных энергоблоков с общей электрической мощностью 372 гвт

Вид материала

Документы

Содержание 2. Характеристика направления подготовки «Ядерная энергетика и теплофизика» 3. Оценка потребности в специалистах 4.Обоснование выбора перспективного направления развития атомной энергетики 5. Необходимые изменения в Учебном плане специальности 140404 и рабочих программах учебных дисциплин

Подобный материал:

• Зао «атомстройэкспорт» – поставщик современных и безопасных аэс на мировом рынке, 55.25kb.
• О роли русского языка в мире, 343.38kb.
• По данным Международного агентства ООН по атомной энергии (магатэ), более 18% электроэнергии,, 372.6kb.
• Развитие ветроэнергетики в мире, 71.65kb.
• Ооо «Компания Терра», 36.56kb.
• Проведена аудиторская проверка бухгалтерской (финансовой) отчетности ООО «Дизаж, 114.5kb.
• Инновационные технологии возобновляемой энергетики, 126.63kb.
• Рекомендации по планированию, организации и ведению боевых действий подразделениями, 764.69kb.
• Оао аркб «Росбизнесбанк» по состоянию на 07. 07. 2009г, 46.13kb.
• Доклад по итогам деятельности хозяйствующих субъектов за 2010 год, 126.16kb.

ОБЩЕЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМЫ ПОДГОТОВКИ КВАЛИФИЦИРОВАННЫХ КАДРОВ В РАМКАХ НАПРАВЛЕНИЯ «ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОФИЗИКА»

А.Т. Комов, А.С Куликов

1. Внешние условия

К началу 21-го века мировая и отечественная атомная энергетика оправилась от «чернобыльского синдрома» и переживает так называемый «ядерный ренессанс» - период повышенного интереса и ускоренного развития, стимулируемого рядом внешних факторов (конъюнктура на рынке традиционных энергоресурсов, нестабильность в основных нефтегазовых регионах, глобальные изменения климата и т.п.).

Количественно по состоянию на март 2009г. по данным МАГАТЭ в мире эксплуатируются 439 атомных энергоблоков с общей электрической мощностью 372 ГВт. Доля АЭС в мировом производстве электроэнергии составляет 16%.

В России находится в эксплуатации 31 энергоблок с общей мощностью 23,2 ГВт. Доля АЭС в производстве электроэнергии в России соответствует мировой и составляет 16%, в Европейской части – до 30%, на Северо – Западе – до 40%. Атомная энергетика России базируется в основном на АЭС с легководными тепловыми реакторами типа ВВЭР и РБМК.

Направления и темпы развития атомной энергетики России определены Программой деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009 – 2015годы), утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 20 сентября 2008г. № 705. Цель Программы – ускоренное развитие атомного энергопромышленного комплекса для обеспечения геополитических интересов и энергетической безопасности России.

Для достижения этой цели сформулированы следующие основные задачи:

• продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС;
  
• повышение мощности действующих энергоблоков до 10% сверх проектной;
  
• повышение КИУМ энергоблоков до уровня лучших мировых аналогов (90% и выше);
  

(КИУМ – коэффициент использования установленной мощности: отношение фактически выработанного количества электроэнергии к тому количеству, которое было бы выработано при работе АЭС в тот же период на номинальной мощности)

-строительство и ввод в эксплуатацию энергоблоков нового поколения с реакторной установкой типа ВВЭР (26 энергоблоков к 2020году, согласно последним заявлениям Председателя Правительства РФ);

-строительство и ввод в эксплуатацию энергоблока с натриевым реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт (эл.) БН-800 на Белоярской АЭС;

-развитие топливообеспечения атомной энергетики;

-решение проблем обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом (РАО и ОЯТ);

-переход к инновационным технологиям, в т.ч. разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах и переход к технологиям замкнутого топливного цикла с целью снятия ограничений по топливному сырью.

В перспективе до 2030 г. в России планируется довести установленную электрическую мощность АЭС до 60 – 70 ГВт, а долю АЭС в общей генерации электроэнергии в стране до 30%.

Разработанная в 2007г. стратегия развития термоядерной энергетики Российской Федерации включает в себя три этапа. На первом этапе (2009 – 2015г.г.) вырабатывается стратегия овладения энергией термоядерного синтеза. При этом термоядерные технологии в значительной степени будут отрабатываться по результатам международного проекта ИТЕР. На втором этапе (2016 – 2030г.г.) должен быть реализован проект Демо – реактор. Третий этап (2031 – 2050г.г.) – строительство термоядерных энергетических станций. В целях реализации Стратегии в настоящее время в России разрабатывается Федеральная целевая программа «Овладение энергией термоядерного синтеза».

Системной проблемой, на решение которой направлена федеральная целевая программа «Овладение энергией термоядерного синтеза. Создание научно-технологической базы термоядерной энергетики в России» на 2009-2015 годы, является отставание России от ведущих стран мира по важнейшим позициям инновационной техники и технологий. В области энергетики проблема связана с необходимостью изменения структуры энергетических источников и необходимостью обеспечения технологического паритета России с наиболее развитыми странами к моменту начала коммерческого использования термоядерной энергии.

Программа разработана для реализации приоритетного направления развития науки, технологий и техники Российской Федерации « Энергетика и энергосбережение» и критических технологий Российской Федерации «Технологии новых и возобновляемых источников энергии» и «Технологии атомной энергетики, ядерного топливного цикла, безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом», утвержденным Президентом Российской Федерации 21 мая 2006 г. (№№ Пр-843, Пр-842).

Освоение новых безопасных и экологически чистых источников энергии принципиально важно для России вследствие исчерпаемости ресурсов традиционной энергетики и проблем ее воздействия на окружающую среду. Управляемый термоядерный синтез является одним из наиболее перспективных источников энергии, претендующим уже в текущем столетии занять заметную долю глобального энергетического рынка. Поэтому Россия стремится одной их первых овладеть энергией термоядерного синтеза.

В термоядерном реакторе энергия выделяется при слиянии (синтезе) дейтерия и трития (изотопов водорода) в форме кинетической энергии нейтронов и альфа-частиц. Преобразование этой энергии в электрическую производится с использованием технологий паротурбинного цикла.

Важнейшими направлениями стратегии являются: проведение проблемно-ориентированных исследований на токамаках, плазмо-физических установках и технологических системах, участие России в международных проектах , разработка и испытание конструкционных материалов, развитие информационной и технологической базы для создания основ термоядерной энергетики, подготовка научных и инженерных кадров.

Проблема овладения энергией управляемого термоядерного синтеза имеет межведомственный характер, предполагающий участие в ее решении Росатома, Минобрнауки России, Минпромэнерго России, РАН, и отвечает приоритетным задачам coциально-экономического развития страны. Освоение принципиально нового источника энергии позволит создать уникальные термоядерные технологии, рабочие места для высококвалифицированного персонала, в том числе молодых специалистов, усилить и развить научный и технологический потенциал России, существенно укрепит лидирующую роль страны в качестве поставщика электроэнергии на глобальный рынок,

Программа охватывает период с 2009 по 2015 год, в течение которого предусматривается создание основ термоядерной энергетики в России.

Разработанные в рамках Программы уникальные термоядерные технологии могут служить основой технологического перевооружения различных отраслей промышленности, обеспечения национальной безопасности, консолидации ресурсов государства и частного сектора на приоритетных направлениях технологического развития как необходимого условия роста конкурентоспособности российской экономики.

2. Характеристика направления подготовки «Ядерная энергетика и теплофизика»

Направление подготовки специалистов высшей квалификации «Ядерная энергетика и теплофизика» объединяет специальности:

-Атомные электрические станции и установки;

-Термоядерные реакторы и плазменные установки;

-Теплофизика;

-Техника и физика низких температур.

Современные объекты использования ядерной энергии (атомные электрические станции, транспортные энергоустановки, исследовательские реакторы, объекты обращения с радиоактивными отходами и облученным топливом, радиоактивные источники) объединяют в себе типы оборудования и технологий, спроектированные на основе применения разнообразных физико – химических процессов (ядерное энерговыделение, радиоактивное излучение, теплообмен, движение жидкостей и газов, химические превращения, нагружение и деформация твердых тел, электрические процессы и т.д.). В частности, основной технологический процесс атомной электрической станции – производство электрической энергии – построен на энерговыделении за счет реакции деления тяжелых ядер под действием нейтронов в активной зоне реактора, передаче тепловой энергии рабочему телу, преобразовании энергии рабочего тела в работу турбогенератора с выдачей электроэнергии в сеть потребления. В аварийных режимах АЭС для обеспечения отвода остаточного тепловыделения ключевыми становятся теплофизические процессы и построенные на их основе системы обеспечения безопасности АЭС.

Развитие концепции термоядерной энергетики, основанной на реакции синтеза легких ядер, требует применения новейших достижений в области ядерной физики, физики плазмы, теплообмена, материаловедения, вакуумной и криогенной техники.

Изложенные обстоятельства определяют ориентированность направления «Ядерная энергетика и теплофизика» на подготовку специалистов для ядерной и термоядерной энергетики, а также возможность их эффективной работы в целом ряде высокотехнологичных сфер – аэрокосмическая техника, экология, криогенная техника, нанотехнологии, автопром. Форма и содержание федеральных государственных образовательных стандартов и примерных образовательных программ определяются спецификой и реальными потребностями развития вышеперечисленных энергетических и промышленных отраслей Российской Федерации. Масштаб и значимость этих отраслей для экономики Российской Федерации, несомненно, служат основанием Федерального статуса образовательных стандартов и их применения всеми профильными кафедрами вузов Министерства образования и науки Российской Федерации.

3. Оценка потребности в специалистах

По оценкам специалистов ОАО «Концерн Энергоатом», ежегодная потребность в молодых кадрах высшей квалификации специальности «Атомные электрические станции и установки» только непосредственно для работы на АЭС составляет около 75-ти на энергоблок (около 2000 человек для заявленной Главой Правительства на выступлении в Твери 15.04.2009г. программы из 26-ти блоков), что практически полностью исчерпывает современный выпуск специалистов кафедр АЭС технических университетов России даже при условии 100% направления специалистов в отрасль.

Для атомной промышленности в целом, насчитывающей в настоящее время около 290 тыс. человек со средним возрастом около 52-х лет., потребность в специалистах с высшим образованием всех специальностей направления «Ядерная энергетика и теплофизика» составляет величину не менее тысячи человек в год.

Реализация проекта Федеральной целевой программы «Овладение энергией термоядерного синтеза» требует подготовки ежегодно не менее ста специалистов.

Необходимо отметить, что, как показано в /1/, подготовка специалистов по высокотехнологичным и потенциально опасным специальностям, к которым, безусловно, относятся специальности направления «Ядерная энергетика и теплофизика», в рамках перехода на двухуровневую систему подготовки «бакалавр – магистр» не должна ограничиваться ступенью бакалавра. Для данного направления только подготовка «магистра по квалификации» может рассматриваться как цель деятельности вуза. Прекращение образования на этапе бакалавриата следует рассматривать как аномалию. Эти выпускники, скорее всего, не смогут и не будут работать по специальности.

4.Обоснование выбора перспективного направления развития атомной энергетики

Преимущественное использование освоенных водо – водяных тепловых реакторов (ВВЭР) является единственным вариантом развития атомной энергетики Российской Федерации и расширения экспортного строительства в среднесрочной перспективе /2/. При этом ключевым направлением развития тепловых реакторов является создание реакторов нового поколения (в терминологоии Государственной корпорации «Росатом» - суперВВЭР) с теплоносителем сверхкритических параметров и близким к единице собственным коэффициентом воспроизводства топлива (КВ~0.9) для работы в замкнутом топливном цикле крупномасштабной атомной энергетики с системным КВ_эфф>1. Разработка легководного корпусного реактора с теплоносителем, находящимся при сверхкритическом давлении (СКД) – одно из шести направлений международной программы GIF (Generation 4 International Forum) по разработке реакторов четвертого поколения /3/. АЭС с теплоносителем СКД имеют очевидные преимущества по сравнению с эксплуатирующимися и строящимися в настоящее время АЭС с ВВЭР – 1000 / 1200 /4,5/:

-рост КПД до 40-45% по сравнению с 32,0-34.5% для существующих легководных АЭС;

-существенное снижение расхода теплоносителя через активную зону за счет роста теплоемкости при СКД; соответствующее снижение затрат энергии на прокачку теплоносителя, уменьшение количества петель, габаритов трубопроводов, арматуры, циркуляционных насосов;

-существенное снижение массы теплоносителя в контуре вследствие значительного снижения средней плотности теплоносителя в активной зоне, уменьшение объема контура;

-отсутствие фазовых переходов при СКД приводит к отказу от использования парогенераторов, компенсаторов давления, сепараторов. Реакторную установку можно сделать прямоточной и одноконтурной, что существенно ее удешевляет;

-отсутствует кризис теплообмена при кипении, ограничивающий удельную мощность активной зоны;

-при использовании твэлов из никелевых сплавов или нержавеющих сталей практически отсутствует проблема водородной безопасности.

Для применения концепции АЭС с теплоносителем СКД имеются хорошо освоенные технологии:

-практическая идентичность тепловых схем АЭС и ТЭС при СКД, близкие параметры теплоносителя позволяют широко использовать однотипное оборудование тепловой энергетики;

-отечественный опыт эксплуатации реакторных установок с ядерным перегревом пара на энергоблоках №1 и №2 Белоярской АЭС;

-мировой опыт применения одноконтурной схемы в кипящих реакторах типа BWR.

Реализация концепции АЭС с теплоносителем СКД требует решения ряда научно – технических проблем тепло- и массообмена, материаловедения и прочности, разработки новых систем безопасности, обоснования водно – химического режима, оптимизации тепловой схемы.

Таким образом, создание АЭС с теплоносителем СКД является, с одной стороны, основным направлением развития тепловых реакторов для крупномасштабной атомной энергетики, а с другой стороны – требует решения комплекса научно – инженерных проблем. Направление подготовки специалистов высшей квалификации «Ядерная энергетика и теплофизика» в целом охватывает представленный выше круг проблем создания АЭС с теплоносителем СКД. В то же время, целесообразна разработка основной образовательной программы магистратуры, специально ориентированной на подготовку разработчиков оборудования и технологий АЭС с теплоносителем СКД, владеющих, помимо базовых знаний, современными методами и средствами расчетно – экспериментальных исследований, инструментарием автоматизированного проектирования, принципами современного инжиниринга.

5. Необходимые изменения в Учебном плане специальности 140404 и рабочих программах учебных дисциплин

В настоящее время в России действуют разработанные в 2000 году Государственные образовательные стандарты Высшего профессионального образования по направлению «Техническая физика» для бакалавров, магистров и дипломированных специалистов. В соответствии с этими документами, а также примерными учебными планами на кафедре Атомных электрических станций Московского энергетического института (технического университета) были разработаны и утверждены в установленном порядке рабочие учебные планы подготовки бакалавров, магистров и дипломитованных специалистов по специальности «Атомные электрические станции и установки», а также рабочие программы учебных дисциплин и программы практик. В соответствии с этими документами подготовка специалистов ведется по основным направлениям развития атомной энергетики в России (АЭС с ВВЭР и ВГР - водо-графитовый реактор). В то же время даются необходимые знания и по перспективным направлениям, таким как АЭС с быстрыми реакторами с жидкометаллическими теплоносителями (натриевые БН, свинцовые БРЕСТ), с газоохлаждаемыми реакторами (высокотемпературный газовый реактор на тепловых и на быстрых нейтронах – ВТГР, БВТГР), с водоохлаждаемым реактором со сверхкритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД) .

Перечень дисциплин Учебного плана позволяет обеспечить требуемый профессиональный уровень ядерно-физической и теплотехнической подготовки будущих специалистов, а также оперативно учитывать новые требования, предъявляемые к выпускникам кафедры организациями и предприятиями ядерной энергетики.

Новые достижения науки и техники, появление новых перспективных направлений нашли отражение в содержании направления подготовки «Ядерная энергетика и теплофизика».

Выбор в качестве нового важного направления развития ядерной энергетики АЭС с водными теплоносителями сверхкритического давления (ВВЭР-СКД), как в одноконтурном, так и в двухконтурном исполнении технологической схемы, предполагает внесение следующих изменений в организационные документы учебного процесса (в случае перехода на двухуровневую систему подготовки «бакалавр-магистр», разумеется, следует вести речь о новой образовательной программе подготовки магистров):

-В учебный план в рамках дисциплин, утверждаемых Советом института (ДУС) вводится для студентов 5-го года обучения новая дисциплина «Теплогидравлика ядерных энергетических установок», в которой теплообмену и гидродинамике теплоносителя СКД будет уделено значительное внимание, в том числе полученным к настоящему времени результатам экспериментальных исследований и развитию на этой основе теоретических положений. Объем этой двухсеместровой дисциплины включает 90 часов обязательных занятий (лекции и лаборатории) плюс самостоятельная работа студентов. Для лабораторных работ созданы новые учебно-экспериментальные установки. Дисциплина вводится вместо «Диагностики технологических процессов», а также за счет замены дисциплины «Вывод АЭС из эксплуатации и обращение с радиоактивными отходами» на «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом» с некоторым сокращением объема лекций. Намеченные к сокращению дисциплины не играют определяющих ролей в подготовке инженеров и магистров по специальности 140404. Также предполагается в ближайшие годы, для освоения инструментария автоматизированного проектирования, вернуться к изучению дисциплины «Системы автоматизированного проектирования» (САПР).

-Вводятся следующие новые разделы в рабочие программы основных профилирующих дисциплин:

— нейтронно-физические особенности и пространственно-энергетические распределения потока нейтронов в ВВЭР-СКД (дисциплина «Физика ядерных реакторов»);

— динамические процессы в ВВЭР-СКД, связанные с наличием обратных связей реактивности по параметрам состояния теплоносителя («Кинетика ядерных реакторов»);

— особенности конструкции активной зоны и теплогидравлического расчета реактора («Ядерные энергетические реакторы»);

— конструктивные схемы парогенераторов для ВВЭР-СКД с петлевой и интегральной компоновками основного оборудования; особенности теплового и гидродинамического расчетов; расчет естественной циркуляции теплоносителя в корпусе реактора с интегральной компоновкой с учетом особенностей его течения в тяговом участке над активной зоной («Парогенераторы АЭС»);

— особенности и преимущества реакторов с водным теплоносителем со сверхкритическими параметрами; особенности выбора основных параметров (структурных и числовых) паротурбинных установок с закритическими параметрами пара; вспомогательные системы нормальной эксплуатации и системы безопасности реакторной установки в сопоставлении с вспомогательными технологическими системами для ВВЭР; характеристика основных компоновочных решений («Атомные электростанции»);

— особенности водного режима ВВЭР-СКД и повреждающих процессов в конструкционных материалах реакторного контура («Физико-химические процессы на АЭС»);

— подходы к обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР-СКД («Основы обеспечения безопасности атомных электростанций»).

Указанные новые разделы вводятся в программы дисциплин за счет сокращения устаревающих материалов других разделов, некоторого перераспределения изучаемого студентами материала между лекциями и практическими или лабораторными занятиями. При разработке новых учебных планов возможно изменение объемов учебных дисциплин с учетом появившегося опыта преподавания новых разделов.

Разрабатываются задания на курсовые проекты по парогенераторам АЭС, по ядерным энергетическим реакторам, по технологическим схемам АЭС с ВВЭР-СКД.


Список литературы

1. А.Т.Комов, А.С.Куликов. О некоторых проблемах подготовки бакалавров по новому федеральному государственному образовательному стандарту// Современные проблемы науки и образования. М. 2009, №2. – с. 36-38.

2. В.Г.Асмолов, А.В.Зродников, М.И.Солонин. Инновационное развитие атомной энергетики России. Материалы заседания Научно – технического Совета Росатома. М.: ЦНИИАТОМИНФОРМ, 2006. – с. 6-14.

3.Technology Road Map for Generation 4 Nuclear Energy Systems // Generation 4 International Forum, GIF-002-00. Issued by US DOE and Generation 4 International Forum, USA. - 2002.

4. П.Л.Кириллов. Сверхкритические параметры – будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС // Обзор. Атомная техника за рубежом. 2001, №6. – с. 3 – 8.

5. В.Н.Блинков, Б.А.Габараев, О.И.Мелихов, С.Л.Соловьев. Нерешенные проблемы тепло- и массообмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Препринт НИКИЭТ ЕТ-08/76. М, 2008. – 85с.