Вольман Мария Андреевна, ассистент кафедры АЭС Ива-новского государственного. энергетического университета имени В.И. Ленина. E-mail: maria_volmanmail.ru Область научных интересов


Чтобы посмотреть этот PDF файл с форматированием и разметкой, скачайте его и откройте на своем компьютере.
Вестник науки Сибири
.
201
5
.

Спецвыпуск (
15)






http://sjs.tpu.ru



Серия
Энергетика



59


УДК

621.039.51


КОМПЬЮТЕРНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ

И ТРЕНАЖЕРЫ
-
ИМИТАТОРЫ В КАЧЕСТВЕ

ИНСТРУМЕНТОВ
ОПТИМИЗАЦИИ ВУЗОВСКОЙ
ПОДГОТОВКИ ОПЕРАТИВНОГО ПЕРСОНАЛА АЭС


М.А. Вольман, В.К. Семенов

Ивановский государственный энергетический университет
имени В.И.

Ленина, г. Иваново

E
-
mail:
[email protected]


Потребность атомной отрасли в квалифицированном
персонале
делает актуальной проблему оптимизации вузовской подготовки
специалистов для эксплуатации ядерных энергоблоков. Эта по
д-
готовка должна быть основана на компетентностно
-
ориентированном подходе. Описан комплекс обучающих пр
о-
грамм, внедрение которого

может способствовать решению этой
задачи. В рамках комплекса компьютерное моделирование и
с-
пользуется для численных экспериментов по кинетике ядерных
реакторов в среде Mathcad, а имитационное моделирование пр
о-
водится на компьютерном и полномасштабном трена
жерах блока
атомной электростанции

с ВВЭР
-
1000 для симуляции нейтронно
-
физических реакторных измерений и процесса пуска
-
останова
блока. Внедрение предлагаемого подхода, который
,

в свою оч
е-
редь
,

является важной составной частью общей концепции вузовской под
готовки оперативного персон
а-
ла, позволяет практически вдвое сократить сроки адаптации выпускников вуза на рабочих местах.


Ключевые слова:

АЭС, ВВЭР
-
1000, подготовка персонала, математическое моделирование, компьютерные тренажеры.


Важным фактором, гаранти
рующим безопасную и надежную эксплуатацию сложных
технологических объектов и производств, является высокий уровень подготовки персонала. В
любой сфере промышленной деятельности, в том числе в атомной энергетике, многие аварии
обусловлены ошибками человека.

По разным оценкам, по вине операторов произошло от 15 до
40 % всех аварий и от 20 до 80 % всех нарушений в работе атомных станций (широкий диап
а-
зон оценок обусловлен различными методиками сбора данных и разноречивой интерпретацией
самого понятия «ошибка»)
. При этом к наиболее значимым источникам ошибочных действий
персонала наряду с некорректными процедурами и неадекватным человеко
-
машинным инте
р-
фейсом традиционно относят неэффективную подготовку. Причем факторами подготовки, со
з-
дающими почву для ошибок оп
ераторов, являются их профессиональная неподготовленность
(отсутствие профессиональных знаний) и профессиональная детренированность (отсутствие
умений использовать знания в конкретных ситуациях).

С другой стороны, в нашей стране имеются значительные планы
по развитию ядерной
энергетики. При интенсивном строительстве новых станций и продлении сроков эксплуатации
существующих объектов возрастает потребность и в количестве высококвалифицированного
персонала. А в связи с тем, что многие из тех, кто работает сей
час в атомной отрасли, в бл
и-
жайшее время достигнут пенсионного возраста, эта проблема встает еще более остро, и кадр
о-
вое обеспечение предприятий должно осуществляться за счет внешних источников, в первую
очередь выпускников высших учебных заведений. Вузы д
олжны оправдывать возрастающие
потребности в выпускниках и уровне их подготовки. Поэтому актуальной представляется пр
о-
блема оптимизации вузовской подготовки будущего оперативного персонала АЭС.

При этом проблема комплексного подхода к разработке инструмен
тов, используемых в
образовательном процессе, по
-
прежнему остается актуальной. Несмотря на то что современные
компьютерные средства уже давно стали неотъемлемой частью вузовской подготовки, важно,

Вольман Мария Андреевна
,
ассистент кафедры АЭС Ив
а-
новского государственного
энергетического университета
имени В.И. Ленина.

E
-
mail
:
maria
_
volman
@
mail
.
ru

Область научных интересов:
энергетика

Семенов Владимир Ко
н-
стантинович
, д
-
р техн. наук,
профессор

кафедры АЭС
Ивановского государственн
о-
го энергетического универс
и-
тета имени В.И. Ленина.

E
-
mail:
[email protected]

Область научных интересов:
энергетика



Вестник науки Сибири
.
201
5
.

Спецвыпуск (
15)






http://sjs.tpu.ru



Серия
Энергетика



60


чтобы их применение было эффективным. Следует выбирать подх
одящие средства обучения,
которые, решая узкие задачи освоения тех или иных моментов будущей профессиональной
деятельности, образуют некую систему. А планомерное освоение этой системы ведет к форм
и-
рованию у будущего выпускника необходимых знаний, умений и
навыков, что соответствует
компетентностно
-
ориентированному подходу к образованию.

Нами была поставлена задача разработки обучающего комплекса, объединяющего ед
и-
ной концептуальной основой применение компьютерного и имитационного моделирования в
вузовской п
одготовке специалистов для управления реактором. И так как на ближайшие 20

30
лет основным типом атомных энергетических установок по оценкам экспертов будут являться
установки на тепловых нейтронах с водо
-
водяными атомными реакторами ВВЭР, акцент был
сдела
н на реакторы именно этого типа.

Элементы комплекса направлены на формирование глубокого понимания процессов,
происходящих в реакторе (в основе лежит их математическое моделирование), а также на в
ы-
работку навыков управлениями ими (за счет применения тренаж
ерных комплексов).

Первая часть


компьютерный лабораторный практикум по кинетике реактора. Практ
и-
кум основывается на реализации численных экспериментов, объединенных в программный
комплекс [1], реализованный в среде
Mathcad
, и предназначенных для углублен
ного изучения и
закрепления материала по кинетике водо
-
водяных ядерных реакторов. Каждая лабораторная
работа содержит теоретический раздел и практическую часть. Кинетика реактора представляет
собой задачу Коши на основе системы нелинейных дифференциальных
уравнений, уравнения
отличаются разными временными масштабами: от 10

4

до 4 с, т. е. относятся к классу так наз
ы-
ваемых жёстких дифференциальных уравнений, поэтому их интегрирование осуществлено в
среде
Mathcad

на основе алгоритма
RADAUS

[2].

Численные экс
перименты позволяют количественно оценить ряд важных для теории и
практики нейтронно
-
физических процессов в ядерном реакторе. Сюда относятся:



исследования устойчивости реактора при малых случайных возмущениях реактивности;



исследования динамики разгона

реактора в аварийных режимах с любым наперёд з
а-
данным законом роста реактивности реактора во времени;



исследования динамики перехода реактора с одного уровня мощности на другой;



исследования динамики глушения реактора при сбрасывании стержней аварийно
й
защиты с учётом конечного времени падения стержней и соответствующим законам ввода
реактивности.

Кроме того, подключение подпрограмм, определяющих изменение реактивности реа
к-
тора вследствие изменения концентрации борной кислоты или отравления реактора кс
еноном и
самарием, позволяет количественно исследовать кинетику реактора при многофакторном изм
е-
нении его реактивности. Модели позволяют изучить широчайший спектр вопросов, связанных
с процессами, происходящими в реакторе, дают возможности для понимания фи
зики этих пр
о-
цессов, наглядно показывая важнейшие параметры, влияющие на динамику реактора.

Вторая часть обучающего комплекса касается реакторных измерений. Безопасный пуск
и последующая эксплуатация ядерного реактора возможны только при знании его
нейтронно
-
физических характеристик с точностью, удовлетворяющей требованиям правил ядерной без
о-
пасности и теплотехнической надежности активной зоны. Овладение техникой физического
эксперимента является одной из важнейших задач при подготовке специалистов.
Добиться эт
о-
го можно за счет использования компьютерных тренажеров. Однако для этого необходимо н
а-
личие соответствующего методического обеспечения. Была проведена необходимая адаптация
методик нейтронно
-
физических измерений к компьютерному имитатору. В осн
ову положены
РД «Типовые программы и методики проведения физических экспериментов на энергоблоках
АЭС с ВВЭР
-
1000» [3, 4]. Этот документ устанавливает объем, методики и порядок проведения
физических экспериментов (алгоритмы выполнения операций) с целью опр
еделения нейтро
н-
но
-
физических характеристик ядерного энергетического реактора, требования к исходному с
о-
стоянию реакторной установки перед началом конкретного эксперимента, технические огран
и-
чения и меры по обеспечению ядерной безопасности, действия персон
ала в случае изменения
состояния реакторной установки, необходимого для проведения работ, а также критерии у
с-
пешности и контроль правильности выполнения экспериментальных исследований.

Вестник науки Сибири
.
201
5
.

Спецвыпуск (
15)






http://sjs.tpu.ru



Серия
Энергетика



61


Для экспериментальной части практикума используется Функциональный ана
литич
е-
ский тренажер (ФАТ) энергоблока АЭС с реактором ВВЭР
-
1000 (В
-
320), реализованный на
персональном компьютере в среде 3KeyMaster™, программный продукт ООО «Вестерн Серв
и-
сез». В основе ФАТ лежит математическое моделирование нейтронно
-
физических, тепломе
х
а-
нических, теплофизических и других процессов и, как следствие, построение модели функци
о-
нирования энергоблока в различных режимах. Широкие возможности ФАТ позволяют пров
о-
дить эксперименты над активной зоной, моделировать различного рода штатные и аварийн
ые
ситуации. Мобильность и удобство при работе на персональном компьютере позволяют эффе
к-
тивно использовать ФАТ в учебном процессе.

Каждая лабораторная работа по реакторным измерениям включает: теоретический ра
з-
дел; экспериментальную часть, содержащую ада
птированные к компьютерным имитаторам
существующие методики нейтронно
-
физических измерений; практическую часть, предста
в-
ляющую собой программы и методики обработки результатов экспериментов. Реализуются
следующие реакторные эксперименты:



определение темп
ературного, барометрического и плотностного коэффициентов реа
к-
тивности на минимально контролируемом уровне мощности реактора;



определение мощностного, температурного, барометрического и плотностного коэ
ф-
фициентов реактивности на энергетических уровнях мо
щности реактора;



определение дифференциальных и интегральных эффективностей групп ОР СУЗ и к
о-
эффициента реактивности по концентрации борной кислоты в реакторе на минимально контр
о-
лируемом уровне мощности;



определение эффективности аварийной защиты реак
тора и эффективности наиболее
эффективного органа регулирования СУЗ;



определение мощностного коэффициента и мощностного эффекта реактивности при
увеличении мощности реактора от минимально контролируемого уровня до одного процента
номинальной величины.

Кр
оме того, практикум может быть реализован и с использованием полномасштабного
тренажера (ПМТ) блочного щита управления (БЩУ) того же энергоблока, которым располагает
кафедра АЭС Ивановского государственного энергетического университета. ПМТ


програм
м-
но
-
те
хнический моделирующий комплекс, предназначенный для профессионального обучения
оперативного персонала АЭС с использованием полномасштабной модели реального БЩУ и
комплексной всережимной математической модели энергоблока, функционирующей в реал
ь-
ном масштаб
е времени.

Тренажерная подготовка является очень мощным инструментом по формированию
профессиональных компетенций будущего специалиста. Третьей частью описанного обуча
ю-
щего комплекса является симуляция на компьютерном и полномасштабном тренажерах пр
о-
цессо
в пуска и останова блока. Этот раздел разработан на основе типовой пошаговой програ
м-
мы пуска
-
останова с учетом базового перечня операций по пуску
-
останову, порядка и послед
о-
вательности их выполнения для энергоблока АЭС ВВЭР
-
1000 с реакторной установкой В
-
3
20.
Освоение студентами данной части обучающего комплекса позволяет им не только изучить
принцип действия отдельных элементов энергоблока, но и исследовать их взаимные связи, з
а-
крепить и систематизировать теоретические знания, приобрести навыки управления
сложным
технологическим объектом.

ПМТ за счет наличия в натурном варианте БЩУ и ощущения реальности происходящ
е-
го позволяет, кроме всего прочего, проводить работу по выявлению индивидуально
-
личностных качеств, влияющие на успешность выполнения заданий на
полномасштабном тр
е-
нажере АЭС. Личностные особенности


один из компонентов, влияющий на скорость и э
ф-
фективность формирования знаний, умений и навыков. Для оценки индивидуально
-
психологических особенностей студентов была выбрана стандартизированная валиди
зирова
н-
ная психодиагностическая методика


многофакторный личностный опросник Р.

Кеттелла.
Респондентам (обучаемым) предлагался ряд вопросов (всего 105) для определения некоторых
их личностных особенности студентов. В свою очередь, для определения групп ст
удентов,
справившихся с заданием на тренажере с разным уровнем успешности, использовался метод
экспертных оценок, включающий оценивание по следующим показателям: техническая эруд
и-
Вестник науки Сибири
.
201
5
.

Спецвыпуск (
15)






http://sjs.tpu.ru



Серия
Энергетика



62


ция, скорость принятия решения, общее впечатление. Соотнесение результатов по
казало, что у
студентов с разным уровнем успешности выполнения задач тренажерной подготовки выявл
я-
ются значимые различия в показателях выраженности личностных качеств. Их анализ дает
возможность развивать методический аспект обучения на основе как комплекс
ных решений,
так и индивидуальных рекомендаций обучаемым по эффективной реализации этих качеств в
ходе занятий.


Выводы


Интенсивное развитие и продление сроков эксплуатации объектов атомной энергетики,
проблема обеспечения безопасности этих объектов
определяют всевозрастающую потребность
в высококвалифицированном персонале. Вузы должны удовлетворять потребности отрасли в
выпускниках и уровне их подготовки. Оптимизация вузовской подготовки будущего операти
в-
ного персонала возможна за счет внедрения комп
ьютерного моделирования и тренажеров
-
имитаторов в рамках комплексов обучающих программ.
Внедрение предлагаемого подхода п
о-
зволит практически вдвое сократить сроки адаптации выпускников вуза на рабочих местах.


Статья рекомендована к публикации по итогам ра
боты V Международной молодежной ко
н-
ференции "Электроэнергетика глазами молодежи 2014"
.


СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


1.

Свидетельство № 2014618789. Программный комплекс симуляции переходных процессов в
ядерных реакторах: свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ

/
В.К. Семенов, М.А. Вольман; Иванов.гос.энерг.ун
-
т.


№ 2014616344; заявл. 02.07.2014; з
а-
рег
истр. 28.08.2014.

2.

Кирьянов Д.В. Mathcad 13 в подлиннике. СПб.: БХВ
-
Петербург, 2005.


608 с.

3.

РД ЭО 0150
-
2004. Типовые программы и методики проведения физических экспериментов
на энергоблоках атомных электростанций с реакторами ВВЭР
-
1000.


М.: Росэнергоат
ом,
2005.


273 c.

4.

РД ЭО 0151
-
2004. Методики расчета нейтронно
-
физических характеристик по данным ф
и-
зических экспериментов на энергоблоках атомных электростанций с реакторами ВВЭР
-
1000.


М.: Росэнергоатом, 2005.


101 c.


Поступила 3.02.2015

г.



Приложенные файлы

  • pdf 42006396
    Размер файла: 581 kB Загрузок: 1

Добавить комментарий