Поиск по сайту
Начало >> Книги >> Архивы >> Эксплуатация АЭС

Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС - Эксплуатация АЭС

Оглавление
Эксплуатация АЭС
Факторы, определяющие безопасность
Требования к безопасности атомных станций
Методы анализа риска от эксплуатации атомных станций
Принципы обеспечения безопасности атомных станций
Безотказность оборудования
Классификация отказов
Факторы, влияющие на долговечность оборудования
Показатели долговечности
Методы определения и прогнозирования ресурса
Живучесть атомных станций
Характеристика ремонтопригодности оборудования
Обеспечение требований к надежности на этапах проектирования, производства, монтажа и наладки
Обеспечение требований к надежности энергоблока АЭС в процессе эксплуатации
Управление надежностью оборудования энергоблока АЭС при эксплуатации
"качество АЭС" и его показатели
Обеспечение качества на всех этапах жизненного цикла АЭС
Управление качеством АЭС
Система сбора, обработки и анализа информации о качестве и надежности
Система эксплуатации
Характеристика системы эксплуатации АЭС
Система технического обслуживания и ремонта на АЭС
Структура и модель процесса эксплуатации
Характеристика отдельных состояний процесса эксплуатации АЭС
Стратегии эксплуатации
Стратегия эксплуатации, ТОиР по состоянию
Стратегия эксплуатации и ТО по состоянию
Виды эксплуатационно-технической документации
Оперативная документация на АЭС
Техническая документация, оформляемая при обслуживании и ремонте
Задачи эксплуатации
Задачи, функции и организационная структура управления эксплуатацией высшего уровня
Типовая организационная структура управления эксплуатацией АЭС
Функции системы управления эксплуатацией АЭС
Виды работ по ТО оборудования
Планирование и организация работ по ТО оборудования АЭС
Регламент ТО оборудования АЭС
Инструкции по эксплуатации
Определение оптимальной периодичности и объема ТОиР
Ремонт оборудования
Контроль качества отремонтированного оборудования и приемка из ремонта
Испытания оборудования в процессе эксплуатации АЭС
Контроль за состоянием металла
Техническое освидетельствование оборудования АЭС
Управление качеством технического обслуживания и ремонта
Программа обеспечения качества при эксплуатации АЭС
Оценка качества ТОиР на АЭС
Управление качеством ТОиР на АЭС
Работа с персоналом по обеспечению безопасной эксплуатации
Оперативно-диспетчерское управление АЭС
Организация работы персонала при проектных и запроектных авариях
Надежность ОП АЭС
Организация эксплуатации оборудования при пуске ЭБ АЭС
Физический и энергетический пуски энергоблока АЭС
Эксплуатация оборудования при пуске и остановке ЭБ АЭС
Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
Организация и виды контроля технического состояния
Методы и средства контроля технического состояния
Контроль целостности циркуляционного контура
Контроль статических и динамических характеристик
Методы идентификации оборудования ядерной энергетической установки
Методы диагностирования оборудования ядерной энергетической установки
Автоматизированный контроль технического состояния
Метрологическое обеспечение контроля технического состояния
Физико-химические процессы в контурах ядерной энергетической установки
Требования к материалам первого контура для ЯЭУ с ВВЭР
Требования к водоподготовке и водно-химическому режиму на АО
Способы регулирования качества теплоносителя ЯЭУ
Очистка теплоносителя ЯЭУ
Топливные циклы на АЭС
Транспортно-технологические операции по обращению с топливом на АЭС
Топливная кампания энергоблока АЭС
Процесс перегрузки топлива реакторных установок
Обращение с газообразными радиоактивными отходами
Обращение с жидкими радиоактивными отходами на АЭС
Обращение с твердыми радиоактивными отходами на АЭС
Дезактивация оборудования на АЭС
Принципы построения и структура систем безопасности
Эксплуатация защитных систем безопасности ЭБ с ВВЭР-1000
Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000
Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ с РБМК-1000
Эксплуатация обеспечивающих систем безопасности ЭБ АЭС
Организация эксплуатации систем пожаротушения на АЭС
Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков АЭС
Эксплуатация управляющих систем безопасности энергоблока АЭС
Материально-техническое обеспечение эксплуатации
Обеспечение безопасности при эксплуатации
Культура безопасности атомных станций
Обеспечение технической безопасности
Обеспечение радиационной безопасности
Обеспечение ядерной безопасности при эксплуатации АЭС
Количественные показатели уровня культуры безопасности
Индикаторы и методика оценки культуры безопасности
Направления научно-технического прогресса в области эксплуатации АЭС

Работа оборудования при пуске и остановке ЭБ с ВВЭР. Процесс пуска энергоблока с ВВЭР включает в себя следующие этапы: подготовку РУ к пуску,
разогрев теплоносителя первого контура до 373-393 К с помощью электронагревателей КД и работающих ГЦН;
гидравлические испытания на плотность оборудования и трубопроводов первого контура;
физический пуск ядерного реактора и проведение экспериментов на РУ; разогрев РУ до рабочих параметров теплоносителя; подготовку к работе основного и вспомогательного оборудования машзала и прогрев паропроводов до турбины;
пуск турбоагрегатов, их разворот и вывод на холостой ход, испытания, включение генератора в сеть;
ступенчатый набор электрической нагрузки энергоблока до заданного уровня.
Движение теплоносителя в РУ в пусковых режимах осуществляется в соответствии с проектом по специальным пусковым схемам. Применительно к ЭБ с ВВЭР-1000 пусковая схема приведена на рис. 18.3. К пусковым схемам РУ предъявляются следующие требования:
обеспечение безопасности пусков и остановок РУ (включая и аварийную остановку ЭБ);
прогрев и дренирование основных узлов, трубопроводов и турбогенераторов;
надежный отвод тепла из активной зоны при пусках и остановках ЭБ.
С целью обеспечения надежного отвода тепла и предотвращения чрезмерного повышения давления в РУ в условиях, когда значительную часть пускового периода закрыты стопорно-регулирующие клапаны турбин, по пусковой схеме РУ организуется движение пара, генерируемого ПГ, в обвод турбины через специальные паросбросные устройства.
Пусковая схема энергоблока с ВВЭР-1000
Рис. 18.3. Пусковая схема энергоблока с ВВЭР-1000:
1 - реактор; 2 - компенсатор давленая; 3 - электронагреватель; 4 - спринклерная установка; 5 - ИПУ; 6 - барботер; 7 - парораздающий коллектор с соплами; 8 - теплообменная поверхность; 9 - насос; 10 - БРУ-А; 11 - станционный коллектор собственных нужд; 12 - стопорно-регулирующие клапаны; 13 - конденсатор; Ц - ЦНД; 15 - СПП; 16, 17 - ЦВД; 18 - БРУ-К; 19 - БРУ-ТПН; 20 - сепарационные устройства; 21 - ПГ; 22 - ГЦН; 23 - технологический конденсатор; 24 - деаэратор; 25 - ПНД; 26 - конденсатный насос; 27 - конденсаточистка; 28 - АПЭН; 29 - бустерный насос; 30 - турбопривод; 31 - питательный насос; 32 -ПВД.

К последним относятся быстродействующие редукционные установки (ВРУ): БРУ-К - для сброса свежего пара из ПГ в конденсаторы турбин; БРУ-А - для сброса пара из ПГ в атмосферу с целью защиты второго контура от превышения давления, если по какой-либо причине не происходит сброс пара в конденсаторы турбин; БРУ-Д и БРУ-СН - для передачи свежего пара к деаэратору и на собственные нужды. При пуске также производится подача пара к СПП.
Защиты первого контура от недопустимого повышения давления и аварийный отвод тепла от активной зоны (при нарушении движения теплоносителя в пусковой схеме) осуществляется системой предохранительных клапанов, сбрасывающей пар из КД в барботер.
Большинство технологических устройств пусковой схемы используется и в других эксплуатационных режимах РУ (как нормальных, так и особых), в основном для защиты оборудования энергоблока от недопустимого повышения давления (в частности, при полных или частичных сбросах нагрузки).
Элементами пусковой схемы являются линии дренажей и продувок, предназначенных для отвода из паропроводов, корпусов турбин и других элементов РУ влаги, образующейся в них в результате конденсации пара при прогреве.
Технология пуска РУ. Исходное положение РУ при пуске ЭБ с ВВЭР:
активная зона ядерного реактора полностью загружена ТВС и поглотителями;
верхний блок (крышка) с блоком приводных механизмов СУЗ собран с корпусом ядерном реакторе;
главный разъем реактора уплотнен;
стержни-поглотители СУЗ, соединенные с приводами, занимают крайнее нижнее положение;
ЯР и циркуляционные петли первого контура заполнены теплоносителем с концентрацией борной кислоты, обеспечивающей необходимую подкритичность активной зоны (не менее 12 л/ч для ВВЭР-440 и 16 л/ч для ВВЭР-1000).
При первом пуске РУ по окончании сооружения ЭБ должен быть выполнен весь комплекс ПНР и проведена холодная и горячая промывка оборудования и трубопроводов циркуляционного контура. После проверки работоспособности всех систем и устройств, обеспечивающих надежную и безопасную работу ЭБ, проводятся гидроиспытания (ГИ) реактора, оборудования и трубопроводов первого контура. Сначала ГИ проводятся в холодном состоянии при давлении в первом контуре 3,5-4 МПа для ВВЭР-440 и 5-5,5 МПа для ВВЭР-1000. Затем оборудование первого контура разогревается со скоростью не более 20 К/ч и проводятся ГИ в горячем состоянии. После ГИ выполняют настройку и проверку срабатывания предохранительных клапанов КД, а также проверяют циркуляцию теплоносителя в первом контуре, функционирование электроэнергетической системы, обслуживающей РУ, и системы резервного питания неотключаемых потребителей. Наиболее трудоемкими работами являются функциональные проверки систем сигнализации, управления, блокировок и АЗ ЯР.
Пусковым операциям предшествуют расчеты пусковой концентрации борной кислоты и положения поглощающих сборок СУЗ для этой концентрации борной кислоты и заданной температуры теплоносителя.
При выходе на МКУ уменьшение подкритичности ядерного реактора осуществляется за счет извлечения из активной зоны поглощающих сборок СУЗ и снижения концентрации борной кислоты в первом контуре. Температура теплоносителя поддерживается на уровне 373 К, а в работе должно находиться не менее двух-трех ГЦН. После подъема в верхнее положение всех поглощающих сборок СУЗ дальнейший вывод ядерного реактора в критическое состояние осуществляется уменьшением концентрации борной кислоты в теплоносителе за счет дренирования и подпитки первого контура чистой водой. По достижении критичности реактора подпитка прекращается, ядерный реактор стабилизируется в критическом состоянии с помощью одной группы сборок СУЗ. Уровень мощности ядерного реактора должен составлять 10-4 — 10-3 % номинального значения.
После физического пуска и экспериментов постепенным увеличением мощности ГЦН и теплом, выделяемым в реакторе, последний выводится на режим 1-3% номинала. Когда давление пара в ПГ достигнет 1-1,5 МПа для ВВЭР-440 и 2-2,5 МПа для ВВЭР-1000, приступают к пуску паротурбинной установки, а ядерного реактора продолжает набирать мощность. Номинальным режимом работы РУ считается такой режим, при котором ядерном реакторе работает с проектной тепловой мощностью и к нему подключены все циркуляционные петли, ГЦН и ПГ.
Нормальная остановка и расхолаживание РУ. Различают следующие виды остановки РУ: нормальная остановка ядерного реактора оператором; аварийная остановка оператором; автоматическая остановка реактора системой АЗ. Под нормальной остановкой РУ понимается остановка без воздействия АЗ, проводимая оператором путем постепенного введения стержней-поглотителей СУЗ в активную зону для прекращения цепной реакции деления. Нормальные остановки РУ бывают плановыми и внеплановыми. Плановые остановки РУ осуществляются для проведения ППР и перегрузки ядерного топлива. Внеплановые нормальные остановки связаны с отклонениями от режима нормальной эксплуатации РУ, при которых работа ядерного реактора на мощности запрещается, но допускается нормальная остановка. Нормальные остановки энергоблока могут проводиться с расхолаживанием РУ либо без расхолаживания.
Остановка РУ представляет собой совокупность нейтронно-физических и теплогидравлических процессов таких, как: прекращение цепной реакции деления; уменьшение плотности нейтронного потока; уменьшение тепловыделения в активной зоне; постепенное охлаждение РУ;
остаточное энерговыделение в ядерном топливе в результате распада продуктов деления ядерного топлива.
Нормальная остановка без расхолаживания РУ проводится при устранении неисправностей оборудования турбоустановки или электрической части атомных станций, когда ремонт можно сделать без снижения давления и температуры в ПГ, после чего энергоблок снова вводится в нормальную эксплуатацию. Если же остановка энергоблока связана с разуплотнением первого контура и с ремонтом систем, обеспечивающих безопасность ЭБ и АЭС, то выполняется нормальная остановка РУ с расхолаживанием.
Остановке ЭБ предшествует его разгрузка до выхода турбины на холостой ход. При этом воздействии на механизм управления турбиной снижают ее мощность со скоростью, предписанной заводом- изготовителем. Одновременно с разгрузкой турбины снижается нейтронная мощность ядерного реактора путем опускания стержней поглотителей СУЗ либо вручную, либо воздействием на задатчик автоматического регулятора мощности. После снижения мощности до уровня нагрузки СН АЭС электроснабжение СН переводится на резервные трансформаторы. Турбогенераторы отключаются от энергосистемы.

Рис. 18.4, Зависимость остаточного тепловыделения в ядерный реактор от времени после остановки реактора:
верхняя шкала оси абцисс относится к кривой 1 , нижняя - к кривой 2

Погружая в активную зону все поглощающие сборки СУЗ, ядерный реактор окончательно заглушается.
Из-за высокой температуры ЯР, большой массы металла внутрикорпусных устройств, ТВС, оборудования, трубопроводов, а также остаточного тепловыделения при радиоактивном распаде продуктов деления РУ обладает большой тепловой энергией. Вследствие этого мощность ядерного реактора снижается немного медленнее плотности нейтронного потока. Изменение во времени остаточной мощности ядерного реактора может быть оценено зависимостью Уэй-Вигнера
(18.4)
где Q - тепловая мощность ядерного реактора; t - время после момента остановки ядерного реактора; t0 - продолжительность работы ядерного реактора. Если t0= >t то приближенно
(18.5)
На рис. 18.4 дана графическая интерпретация зависимостей (18.4) и (18.5). Видно, что даже через 5 ч после остановки остаточное тепловыделение в ядерный реактор составляет 1% его мощности, т.е. вытекает необходимость постоянного охлаждения остановленного реактора.
При остановке ЯР без расхолаживания температура теплоносителя в течение достаточно длительного времени поддерживается близкой к исходному значению за счет работы нескольких ГЦН.
Расхолаживание остановленного ядерного реактора осуществляется в несколько этапов. На первом этапе остановки ядерного реактора циркуляция теплоносителя обеспечивается работающими ГЦН. Отвод тепла от первого контура производится отбором пара, генерируемого ПГ, на СН АЭС и в технологический конденсатор. Скорость расхолаживания не должна превышать 30 К/ч. КД расхолаживается впрыском воды в паровое пространство. Второй этап расхолаживания: поочередное отключение ГЦН и постепенный переход от режима с полным расходом теплоносителя к режиму с естественной циркуляцией в первом контуре.
Теплоноситель, нагретый в активной зоне, охлаждается в ПГ, из которых пар отводится в технологические конденсаторы. Третий этап расхолаживания: переход от парового режима охлаждения на водоводяной. Для этого в ПГ подается относительно холодная вода из деаэраторов, которая нагревается; из ПГ вода поступает в технологические конденсаторы, там охлаждается и снова попадает в деаэраторы. Циркуляция воды обеспечивается насосами расхолаживания. При достижении температуры воды 323-333 К в первом контуре РУ считается расхоложенной.
В течение стоянки РУ недопустимо увеличение температуры воды на выходе из активной зоны выше 353 К.

Пуск ядерного реактора после кратковременных остановок имеет специфические особенности. Определяющее условие возможности пуска: достаточный оперативный запас реактивности. Если последний мал, то велика вероятность попадания ядерного реактора в йодную яму, после чего может потребоваться длительное время для накопления запаса реактивности, необходимого для нового пуска.
В ЭБ с ВВЭР запас реактивности в течение кампании является переменной величиной, постепенно уменьшаясь по ходу кампании. Поэтому для ВВЭР наибольшие проблемы с их пуском после кратковременной остановки возникают в значительной части рабочей кампании. Для энергоблоков с РБМК с непрерывной перегрузкой топлива при работающем ЯР необходимо, чтобы в процессе вывода ядерного реактора на мощность минимальный запас рmin < 0,5 %. Трудности для РБМК возникают при остановке более чем на 3 ч. При этом значительно возрастает опасность попадания в йодную яму, после чего пуск ядерного реактора становится возможным лишь через 16-25 ч.
В практике эксплуатации ядерного реактора имеются способы целенаправленного воздействия на него после остановки с целью уменьшения глубины йодной ямы. Вообще следует заметить, что переходные процессы, обусловленные 1351 и 135Хе достаточно медленные. Это позволяет подобные процессы довольно легко регулировать, но, конечно, необходимо тщательно наблюдать за внутриреакторными процессами.
Самариевое "зашлаковывание" ядерного реактора. Ксеноновое отравление ядерного реактора рассматривается отдельно от действия прочих продуктов деления на работу реактора по двум причинам: во-первых, потому что поглощение нейтронов ксеноном очень велико, и, во-вторых, потому что переходные процессы в этом случае имеют и не слишком малые, и не слишком большие времена. Прочие продукты деления объединяются в несколько (предпочтительно три) группы.
Уменьшение реактивности ядерного реактора за счет образования продуктов деления называется "шлакованием". Но часто из этих групп "шлаков" выделяют для отдельного рассмотрения пару нуклидов 149 Pr — 149Sm. Эта пара очень похожа по своему поведению на пару 1351 - 135Хе [см. выражение (18.7)]. В этом смысле говорят о самариевом отравлении ядерного реактора. Принципиальное отличие 149Sm от 135Хе заключается в том, что 149Sm стабилен. Сопоставляя стационарное самариевое отравление со стационарным ксеноновым, следует заметить, что время достижения первого в 15-20 раз больше, а сопровождающая его потеря реактивности в 5 раз меньше, чем при отравлении ксеноном. После остановки ядерного реактора с течением времени 135Хе полностью распадается с периодом полураспада 9,13 ч. Самарий же, являющийся стабильным изотопом, не распадается. Его концентрация после остановки ядерного реактора непрерывно возрастает за счет распада прометия до тех пор, пока не распадется весь прометий. Естественно, что увеличение концентрации 149Sm приводит к уменьшению запаса реактивности. Этот эффект по аналогии с йодной ямой называют прометеевом провалом (прометиевой ямой).
При определенных обстоятельствах глубина прометиевого провала рп..п по абсолютному значению может оказаться большее потери реактивности от стационарного ксенонового отравления рхео , имевшегося перед остановкой ядерного реактора, и если при этом мал оперативный запас реактивности р3 , так что |рп.п| > Рз, то при длительной стоянке может возникнуть угроза запирания ядерного реактора (самариевой смерти). В этом случае последующий пуск ядерного реактора без замены топлива невозможен. Однако в энергетических ЯР реальная угроза запирания практически отсутствует. С ней надо считаться в высокопоточных реакторах с урановым топливом.
Особенности работы оборудования при пуске и остановке ЭВ с РБМК. Пусковая схема энергоблока с РБМК аналогична схеме ЭБ с ВВЭР (см. рис. 18.3) за некоторым исключением: РБМК оснащены БРУ, сбрасывающими пар не в атмосферу, а в барбатер (БРУ-Б), так как технологическая схема РБМК - одноконтурная и необходимо исключить выброс радиоактивного пара в атмосферу
Первый пуск и пуск после длительного простоя (простоя более 3 сут) ЭБ с РБМК выполняются принципиально в общей для всех типов ЯР последовательности, которая была рассмотрена выше. На первом этапе в активной зоне формируется минимальная критическая система из 23-24 ТВС, размещаемых в соответствии с картограммой загрузки в центре активной зоны. Исходное состояние: 1) контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) и контур охлаждения СУЗ обезвожены; 2) штатные стержни-поглотители СУЗ извлечены из активной зоны; 3) дополнительные поглотители (ДП) в активной зоне отсутствуют.
Сначала достигается критическая загрузка, а затем поэтапно загружаются остальные ТВС. Одновременно с ними размещаются ДП и вводятся стержни СУЗ. Когда завершено формирование полномасштабной загрузки, проводится измерение нейтронных полей с целью определения неравномерности нейтронного потока по радиусу, азимуту и высоте активной зоны. Физический пуск РБМК заканчивается выводом его на контролируемый СУЗ МКУ, который устойчиво поддерживается автоматическим регулятором (АР) (примерно 1% номинальной тепловой мощности).
После этого все основное и вспомогательное оборудование ЭБ и его системы подготавливаются к энергетическому пуску. В процессе энергетического пуска проводятся эксперименты по определению эффектов и коэффициентов реактивности. В расхоложенном состоянии температура теплоносителя в КМПЦ не превышает 323-353 К, а температура графитовой кладки - 373 К. При энергетическом пуске осуществляется разогрев КМПЦ со скоростью не выше 10 К/ч. В начальный период пуска температура теплоносителя повышается до 423-433 К за счет тепла, выделяемого при работе ГЦН. После того как в барабанах-сепараторах установятся нормальные уровни, на каждой стороне КМПЦ включают в работу не менее чем по 2 ГЦН. Скорость подъема температуры при этом регулируется с помощью систем подпитки и расхолаживания ядерного реактора. На отдельных этапах пуска делаются выдержки в течение определенного времени для выравнивания поля энерговыделения по активной зоне. В процессе разогрева КМПЦ повышается давление пара в барабанах-сепараторах. Когда оно возрастает до 1,47-1,96 МПа, начинают подготовку к пуску паротурбинных установок. Эта работа проводится при тепловой мощности ядерного реактора 280-300 МВт. Процесс пуска турбин в дальнейшем ведут одновременно с увеличением тепловой мощности ядерного реактора и постепенным повышением параметров пара до номинальных значений. Продолжительность основных этапов пуска энергоблока с РБМК после длительного простоя следующая:
подготовка систем ядерного реактора к пуску и выходу на МКУ - не менее 5-6 ч;
вывод ядерного реактора на МКУ - 1-2 ч;
подготовка турбоустановки к толчку и выходу на холостой ход - не менее 5-6 ч.
Специфическая особенность пуска РБМК после кратковременного простоя (при остановках под действием технологических защит или по другим причинам, когда не происходит расхолаживания ядерного реактора) связана с нестационарным ксеноновым отравлением, для преодоления которого необходим достаточный оперативный запас реактивности. При эксплуатации энергоблока с РБМК наложен запрет на пуск в течение суток после аварийной остановки, так как ядерный реактор попадает в йодную яму через 1-2 ч и поспешные действия ОП могут привести к ошибкам. В основном пусковые операции после кратковременного простоя не отличаются принципиально от аналогичных операций пуска ядерного реактора после длительного простоя, за исключением того, что в первом случае может быть допущен вдвое более высокий темп пуска.
Остановка энергоблока с РБМК имеет свои особенности. Они связаны прежде всего с тем, что давление пара в одноконтурных схемах непосредственно влияет на нейтронно-физические характеристики активной зоны, вызывая изменение реактивности. Скорость снижения тепловой мощности ядерного реактора лимитируется скоростью разгрузки турбин, которая для энергоблоков с РБМК составляет 33-80 кВт/с. После снижения мощности турбогенераторов до уровня нагрузки СН генераторы отключаются от сети, а питание СН переводят на пускорезервные трансформаторы АЭС. После чего ядерный реактор заглушают вводом в активную зону всех стержней СУЗ. Образующийся в активной зоне пар за счет остаточного тепловыделения направляется через БРУ-К в основные или специальные технологические конденсаторы. Допустимая скорость снижения температуры теплоносителя при этом составляет 10 К/ч. После очередной остановки ГЦН циркуляция теплоносителя обеспечивается включением специальных насосов расхолаживания. После снижения температуры теплоносителя в КМПЦ до 373 К эти насосы выключаются и дальнейшее расхолаживание осуществляется за счет естественной циркуляции теплоносителя в КМПЦ. ЯР считается расхоложенным при достижении температуры теплоносителя 343-353 К.
Особенности пуска и остановки ядерного реактора на БН связаны с использованием в качестве теплоносителя первого и второго основных контуров и ряда вспомогательных систем жидкометаллического натрия, температура плавления которого выше температуры наружного воздуха и высока агрессивность при контакте с воздухом и содержащимися в нем парами воды. Поэтому заполнение контуров жидким натрием производится в среде инертного газа (аргона). Разогрев оборудования и трубопроводов осуществляется электрообогревом со скоростью повышения температуры в пределах 5-30 К/ч. Первый контур разогревают циркуляцией горячего газа. Циркуляция газа в ядерный реактор БН-350 осуществляется штатными электронасосами. Разогрев до температуры 473-513 К занимает около 11 сут. В первом контуре ЭБ с БН-600 применены насосы с гидростатистическими подшипниками, конструкция которых исключает возможность их работы в газовой среде. Поэтому в ЭБ с БН-600 для организации циркуляции газа в первом контуре применяются специальные газодувки. Время разогрева первого контура БН-600 до температуры 433-463 К составляет 14 сут. При заполнении натрием второго контура третий контур водой не заполняют, что облегчает наладку, контроль герметичности ПГ и получения данных о содержании водорода в натрии и газе, не опасаясь протечек воды и не совмещая во времени наладку различных систем.
Перед заполнением натриевых контуров должна быть обеспечена чистота их полостей. После заполнения контуров жидким натрием с помощью циркуляционных насосов проводится натриевая промывка прокачкой натрия с температурой 653 К.
Трудности проведения гидравлических испытаний натриевых систем связаны с тем, что давление в разных частях контура различается в несколько раз, испытания при этом приходится разделять. Так, для первого контура БН-350 сначала испытываются на максимальное давление напорные трубопроводы, а затем на более низкое давление испытывается весь контур. После разогрева всех контуров выполняются следующие работы:
испытания и наладка механизма перегрузки топлива; испытания СУЗ и информационно-вычислительной системы (ИВС);
проверка СБ, технологических защит и блокировок; проверка энергоснабжения СН ЭБ.
Затем осуществляется физический пуск ядерного реактора, в процессе которого формируется активная зона и зона воспроизводства, загрузка ТВС и вывод ядерного реактора на МКУ с последующим увеличением мощности ядерного реактора и пуском турбоустановок.
Остановка энергоблока с ЯР на БН имеет свои особенности из-за опасности затвердения натрия в оборудовании и трубопроводах, так как натрий имеет температуру плавления 371 К. Поэтому в процессе остановки энергоблока и в режимах простоя необходимо поддерживать в работе системы обогрева первых двух контуров, чтобы натрий находился в жидком состоянии. Перегрузка топлива проводится без вскрытия ядерного реактора, а ремонтные работы - с использованием технологии шлюзования, исключающей прямой контакт натрия с воздухом.



 
« Шинопроводы в электрических сетях промышленных предприятий   Эксплуатация водохранилищ-охладителей электростанций »
Карта сайта + все метки | Контакты
© Электроэнергетика При перепечатке и цитировании активная гиперссылка на сайт обязательна.