Энергоатом

ОП «Научно-технический центр»

Размер шрифта

Сбросить

Директор

ОП «Научно-технический центр»

Власенко Николай Иванович

Главный инженер ОП НТЦ

Годун Олег Викторович

Обособленное подразделение «Научно-технический центр» (ОП НТЦ) было создано 7 мая 2003 года в составе государственного предприятия «Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом» (далее – Компания).

Целью создания ОП НТЦ стало обеспечение деятельности Компании научно-технической и инженерной поддержкой в сфере атомной энергетики.

По состоянию на начало 2021 года количество персонала ОП НТЦ составляет 145 сотрудников, из которых 2 доктора технических наук и 19 кандидатов наук.

 

ОП «Научно-технический центр» осуществляет научно-техническую и инженерную поддержку по следующим направлениям:

  • сопровождение эксплуатации активных зон РУ и топливоиспользования;
  • анализ безопасности энергоблоков АЭС;
  • радиационное материаловедение и сопровождение безопасной эксплуатации корпусов реакторов в проектный и сверхпроектный сроки эксплуатации (в частности, реализация программы образцов-свидетелей корпуса реактора);
  • анализ конструкционной прочности, управление старением, ресурсом конструкций, систем и элементов АЭС;
  • внедрение новой техники и технологий;
  • внедрение и обеспечение функционирования расчетно-аналитического центра, учебно-аналитического тренажера энергоблока АЭС, информационных систем инженерной поддержки АЭС;
  • диагностика, переназначение срока эксплуатации турбогенераторов, электрооборудования и АСУ ТП;
  • совершенствование водно-химических режимов и технологий водоснабжения;
  • радиационная защита, обращение с РАО и ОЯТ;
  • стратегические исследования и разработки в сфере развития ядерной энергетики и инновационных топливных циклов;
  • внедрение и развитие системы управления конфигурацией АЭС.

 

 

 

Комплексы работ и проектов ОП НТЦ, выполняемых в данный момент и планируемых к выполнению в 2021–2025 годах, по направлениям научно-технической и инженерной поддержки:

  1. Сопровождение эксплуатации активных зон РУ и использования топлива:
  • разработка отчетов по обоснованию безопасности топливных загрузок с ТВС разных поставщиков (в соответствии с методологией компании Westinghouse и стандартами НАЭК «Энергоатом»), сопровождение эксплуатации ТВС разных поставщиков; поверочные расчеты состава топливных загрузок, выполненных в ОП АЭС; подготовка коэффициентов аппроксимации и/или малогрупповых констант для расчета НФХ РУ и для СВРК/СВРК-М/СВРК-М2 (Beacon, «Круиз», «Хортица» и другие);
  • расчеты по обоснованию безопасности загрузки ОТВС в контейнеры СХОЯТ на ЗАЭС;
  • организация и проведение аттестации и повышения квалификации физиков-расчетчиков АЭС по использованию программных комплексов ПК КАСКАД (АО ТВЭЛ) и АРА-Н (Westinghouse);
  • расчеты полей энерговыделения для обоснования продления срока эксплуатации корпуса реактора и ВКУ;
  • анализ критичности систем АЭС по обращению со свежим и отработавшим ядерным топливом;
  • анализ активности теплоносителя первого контура с использованием расчетного комплекса FPA (Fission Analysis Products) компании Westinghouse; верификация и сопровождение типовой методики КГО;
  • разработка и сопровождение нормативной документации по номенклатуре нейтронно-физических расчетов топливных загрузок активных зон РУ (для ТВС-WR и ТВСА).
  1. Анализ безопасности энергоблоков АЭС:
  • расчетные анализы и обоснование в рамках усовершенствования противоаварийной документации энергоблоков АЭС (ИЛА, РУТА);
  • комплекс мер по углубленному исследованию феноменов тяжелых аварий;
  • расчеты тепло-гидравлических параметров РУ для проектных режимов с целью обоснования конструкционной прочности оборудования РУ в рамках продления сроков и долгосрочной эксплуатации энергоблоков АЭС;
  • моделирование, расчеты теплообмена и гидродинамики оборудования РУ с использованием CFD кодов (ANSYS CFX, ANSYS FLUENT) для определения полей температуры и интенсивности теплообмена при анализах напряженно-деформированного состояния элементов оборудования и трубопроводов;
  • вероятностные расчетно-аналитические обоснования безопасности АЭС; в частности внедрение, актуализация баз данных для ВАБ (базы данных – надежности, пожара, затопления), разработка вероятностной модели безопасности для многоблочных площадок (совместно с МАГАТЭ);
  • реализация мероприятий по внедрению риск-информационных подходов;
  • расчетно-аналитические обоснования безопасности в рамках реализации модификаций и мероприятий по повышению безопасности на энергоблоках АЭС (ПОАБ, тепло-гидравлические и вероятностные оценки);
  • расчетно-аналитические работы с использованием детерминистических и вероятностных методов в рамках переоценки безопасности энергоблоков АЭС.
  1. Радиационное материаловедение и сопровождение эксплуатации корпусов реакторов (в частности реализация программы образцов-свидетелей корпуса реактора):
  • работы по определению радиационной нагрузки и деградации механических свойств металла корпусов реакторов (КР) по образцам-свидетелями;
  • определение радиационной нагрузки на элементы ВКУ и опорные элементы реактора;
  •  расчетно-аналитические работы по обоснованию долгосрочной эксплуатации корпусов реакторов ВВЭР-1000 по образцам-свидетелям для обеспечения возможности обоснования безопасности эксплуатации энергоблоков АЭС в течение сверхпроектного срока на 40 и более лет;
  • создание комплексной системы анализа результатов испытаний образцов-свидетелей и ресурса корпусов реакторов.
  1. Анализ конструкционной прочности, управление старением, ресурсом конструкций, систем и элементов АЭС:
  • оценка технического состояния и расчетное обоснование переназначения сроков эксплуатации реактора, оборудования и трубопроводов реакторной установки (1-го контура), тепломеханического оборудования и трубопроводов СВБ;
  • разработка и реализация мероприятий (в частности расчетные обоснования прочности) по управлению старением оборудования и конструкций энергоблоков АЭС;
  • оценка сейсмостойкости конструкций и трубопроводов, квалификация на сейсмическое влияние тепломеханического оборудования СВБ;
  • переназначение допустимого количества циклов нагрузки на оборудование реакторной установки в сверхпроектный период;
  • расчеты на прочность элементов и конструкций энергоблоков АЭС в рамках выполнения отдельных мероприятий (сопровождение эксплуатации, восстановления проектных основ, разработка конструкторской документации);
  • разработка, внедрение и сопровождение норм, методик и стандартов Компании, касающихся вопросов прочности;
  • научно-исследовательские работы по обоснованию целостности и ресурса элементов и конструкций энергоблоков АЭС в рамках долгосрочной эксплуатации (на срок 40 и более лет);
  • подготовка материалов относительно технического состояния и управления старением оборудования и конструкций в рамках переоценки безопасности энергоблоков АЭС.
  1. Диагностика, переназначение срока эксплуатации турбогенераторов, электрооборудования и АСУ ТП:
  • оценка технического состояния и переназначения срока эксплуатации, сопровождение эксплуатации, повышение надежности эксплуатации турбогенераторов (ТГ) (выполнение испытаний на нагрев ТГ, измерения динамических характеристик элементов лобовых частей обмотки статора ТГ, внедрение систем непрерывного контроля для выявления короткозамкнутых витков обмотки ротора во время эксплуатации ТГ, внедрение систем виброконтроля лобовых частей обмотки статора ТГ, работы по измерению токов утечки в лобовых частях обмотки статора, внедрение и совершенствование информационно-аналитического комплекса диагностического технического состояния ТГ);
  • создание и внедрение отраслевого комплекса технического диагностирования оборудования АЭС (с целью решения задач диагностической и информационной поддержки деятельности по управлению техническим состоянием и ресурсными характеристиками оборудования АЭС с использованием данных комплексных систем диагностики, внедренных на АЭС);
  • разработка и сопровождение методик и стандартов по техническому диагностированию основного оборудования АЭС;
  • разработка и сопровождение типовых программ по оценке технического состояния и переназначения срока эксплуатации оборудования АСУ ТП и ЭО (около 100 программ);
  • координация работ по разработке и внедрению национальной системы внутриреакторного контроля СВРК-М2 и адаптация математического и программного обеспечения системы внутриреакторного контроля, эксплуатируется на различных энергоблоках АЭС для решения проблем, связанных с использованием смешанных загрузок активной зоны ядерным топливом ТВСА и ТВС-WR и внедрением режима суточного регулирования мощности;
  • участие в работах, связанных с внедрением режима суточного регулирования мощности, которые касаются ПТК АСУ ТП (АРМ-РОМ, АКНП, СГИУ и т.п.);
  • работы по ОТС и ПСЭ трансформаторного оборудования АЭС.
  1. Совершенствование водно-химических режимов и технологий водоснабжения:
  • внедрение системы мониторинга, диагностики, оценки целостности парогенераторов и конденсаторов АЭС; разработка методов и программ химических промывок парогенераторов;
  • анализ причин и источников поступления примесей в теплоноситель первого контура АЭС для предотвращения увеличения его радиационной активности;
  • контроль, расчеты значений высокотемпературного водородного показателя с использованием расчетной программы CAOLIN (Франция);
  • сопровождение нормативной документации по водо-химическим режимам и качеству теплоносителей первого и второго контуров.
  1. Радиационная защита, обращение с РАО и ОЯТ:
  • научно-техническое сопровождение реализации мероприятий «Комплексной программы обращения с радиоактивными отходами ГП «НАЭК «Энергоатом» на период до 2026 года»;
  • разработка мероприятий по минимизации образования РАО на АЭС, совершенствование систем обращения с РАО;
  • разработка мероприятий по совершенствованию технологий дезактивации средств индивидуальной защиты, помещений и т.п.;
  • разработка методики определения коэффициента очистки вентиляционного воздуха от йодистого метила угольными адсорбентами;
  • разработка методов входного контроля на АЭС фильтров и фильтр-элементов воздушных высокоэффективных (аэрозольных);
  • реализация программы феноменов в части обращения с РАО, образующихся при тяжелой аварии на АЭС;
  • разработка, актуализация и сопровождение нормативной и эксплуатационной документации по радиационной безопасности, обращению с РАО, регламента радиационного контроля, дозиметрического контроля;
  • разработка и внедрение на АЭС Украины технологий и методов переработки/очистки/контроля радиоактивных отходов и технологических растворов АЭС.
  1. Стратегические исследования и разработки в сфере развития ядерной энергетики и инновационных топливных циклов:
  • технико-экономические обоснования вариантов развития атомной энергетики в условиях объединенной энергетической системы (с учетом ВИЭ) с использованием расчетных кодов и критериев МАГАТЭ;
  • обоснование критериев выбора типа РУ и энергоблока для нового строительства АЭС;
  • расчетные технико-экономические обоснования конечного обращения с ОЯТ и целевыми продуктами переработки ОТВС с учетом долгосрочного хранения и геологического захоронения (с использованием кодов МАГАТЭ);
  • научно-техническое сопровождение реализации украинской части проектов МАГАТЭ по исследованию ядерно-топливных циклов и инновационных реакторных технологий.
  1. Внедрение новой техники и технологий:
  • разработка материалов для долгосрочной программы развития атомной энергетики, мероприятий по ее реализации;
  • комплекс научных и инженерных работ в рамках проектирования и строительства энергоблоков № 3, 4 Хмельницкой АЭС, подготовки к строительству новых энергоблоков АЭС для замещения снятых с эксплуатации;
  • освоение выполнения комплексов работ по переоценке безопасности энергоблоков АЭС;
  • организация участия компании в программах Научно-исследовательского института электроэнергетики (Electric Power Research Institute, EPRI, США) с инжиниринговой поддержкой эксплуатации АЭС.
  1. Внедрение и обеспечение функционирования расчетно-аналитического центра, учебно-аналитического тренажера энергоблока АЭС, информационных систем инженерной поддержки АЭС:
  • внедрение и обеспечение функционирования расчетно-аналитического центра для обоснований безопасности АЭС (в частности обеспечение необходимых мощностей и конфигураций аппаратного и программного обеспечения для эффективного использования расчетных кодов, гарантии их легального использования, создание условий для обучения специалистов по расчетам);
  • внедрение и обеспечение функционирования информационных систем инженерной поддержки АЭС (в частности информационные системы на основе единой базы данных оборудования АЭС – по надежности, квалификации, управлению старением, ТОиР, контролю модификаций, опыту эксплуатации и т.п.), комплекса специализированных расчетно-аналитических модулей для ВАБ (по надежности для анализа безопасности, затоплений, пожаров, исходных событий), базы данных технической документации, (технические решения, документация по продлению сроков эксплуатации, материалы по анализу безопасности АЭС, конструкторская документация реакторных установок АЭС и т.п.); комплекса специализированных модулей графической визуализации, в частности электронных альбомов схем, 3D моделей и т.п.;
  • внедрение и обеспечение функционирования многофункционального учебно-аналитического тренажера для моделирования процессов, технологических систем, систем управления и оборудования энергоблока ВВЭР-1000 (на базе отделения научно-технической поддержки ОП НТЦ в г. Одесса).
  1. Внедрение и развитие системы управления конфигурацией АЭС:
  • сопровождение и развитие системы управления конфигурацией АЭС (системы УК) – актуализация «Руководства по управлению конфигурацией АЭС ГП «НАЭК «Энергоатом» по результатам опыта внедрения системы УК, актуализация перечня систем и элементов, подлежащих управлению конфигурацией, планирование мероприятий по развитию системы УК, контроль их выполнения и отчетность о результатах;
  • сбор, систематизация, хранение и обеспечение доступа к проектной информации АЭС, в частности к проектно-конструкторской документации (ПКД), документации проектных основ АЭС, информации о текущем состоянии проекта, конфигурации систем энергоблока АЭС;
  • сбор и актуализация данных о модификации систем и элементов СВБ; актуализация проектной информации АЭС по результатам выполненных модификаций, мероприятий по повышению безопасности АЭС;
  • сбор, поддержка анализа и обмена опытом по техническим решениям, принимаемым на АЭС.

 

Наш адрес и телефоны:

01054, г. Киев, ул. Гоголевская, 22-24
Телефон /факс: +38(044) 206-97-21, факс +38(044) 206-97-21
e-mail: office@ntc.atom.gov.ua

Проезд городским транспортом до ТРЦ «Украина» на площади Победы или до Национального цирка Украины. Далее пешком.