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

Правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности - 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

18.5. Основные правила эксплуатации реакторной установки при работе на мощности
При работе энергоблока на мощности должны быть безусловно обеспечены: надежная и безопасная работа всего оборудования; выполнение графика нагрузки; оптимальное использование топлива;
работоспособность ТВС в регламентированных пределах безопасной эксплуатации.
РУ, включающая в себя ядерный реактор, контуры отвода тепла от него, парогенераторы, их вспомогательные системы, а также СУЗ, должны эксплуатироваться в соответствии с требованиями "Общих положений обеспечения безопасности атомных станций", а также правил ядерной, радиационной, технической и инженерной безопасности, а также технологического регламента РУ.
Ядерно-опасные работы и испытания, последовательность операций и меры безопасности для которых предусмотрены проектной и эксплуатационной документацией РУ, должны проводиться по программам или инструкциям, утвержденным ГИС и согласованным с органами ГАН РФ.
Любые испытания РУ, не предусмотренные технологическим регламентом и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования РУ, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснования ядерной безопасности и меры по обеспечению ядерной безопасности этих испытаний. Программы должны быть согласованы Научным руководителем, Главным конструктором, Генеральным проектантом АЭС, органами ГАН РФ и утверждены эксплуатирующей организацией. На проведение испытаний должно быть получено разрешение органов ГАН РФ и эксплуатирующей организации.
Вывод ядерного реактора в критическое состояние и работа его на любой заданной мощности, включая МКУ, разрешается при следующих условиях: перед пуском ядерном реакторе рабочие органы должны быть взведены в рабочее положение;
системы аварийного охлаждения активной зоны должны быть готовы к работе;
системы локализации аварии должны находиться в работоспособном состоянии.
Вывод РУ на заданный уровень мощности должен осуществляться в соответствии с технологическим регламентом эксплуатации энергоблока АЭС. В первые 72 ч работы вновь вводимого энергоблока под нагрузкой ОП АЭС должен контролировать состояние РУ вдвое чаще, чем при длительной эксплуатации.
При эксплуатации РУ должен осуществляться контроль работы органов СУЗ и по показаниям соответствующих датчиков контроль герметичности тепловыделяющих элементов.
В случае нарушения эксплуатационных пределов ОП должна быть выполнена определенная последовательность действий, установленных в технологическом регламенте эксплуатации энергоблока АЭС и направленная на возвращение РУ к нормальной эксплуатации. ЭБ должен быть остановлен, если установленные на АЭС пределы и условия безопасной эксплуатации не могут быть соблюдены при нахождении ядерного реактора на мощности.
ЯР должен быть остановлен и переведен в безопасное (подкритичное) состояние в срок, указанный в технологическом регламенте эксплуатации энергоблока АЭС в случае:
неисправности в системе аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора;
неисправности в системе спринклерной установки; неисправности в системе промежуточного контура ГЦН или СУЗ, препятствующей нормальному охлаждению теплообменников ГЦН или приводов СУЗ;
неисправности в системах надежного питания 1 и II категории, препятствующей нормальной работе обратимых двигателей-генераторов или автоматическому запуску дизель-генераторов;
повышения активности теплоносителя до предусмотренного проектом аварийного значения;
повышения активности пара или конденсата турбины до предусмотренного проектом аварийного значения;
превышения нормы выброса радиоактивных газов и аэрозолей в вентиляционную трубу;
течи из бака биологической защиты (кольцевого бака); повышения активности воздуха сверх предусмотренного проектом значения в обслуживаемых или полуобслуживаемых помещениях;
появления утечки теплоносителя по линии организованных протечек в объеме, превышающем производительность всех штатных подпиточных насосов;
нарушения норм водно-химического (ВХР) и невозможности его устранения.
К дополнительным случаям остановки РУ с ВВЭР относятся: течи из бака аварийного раствора бора;
течи из гидроемкости аварийного охлаждения активной зоны ядерного реактора. РУ с РБМК должна быть остановлена также при: снижении расхода теплоносителя через канал по отношению к допустимому;
течи из рабочих технологических каналов ядерного реактора или появлении влаги в графитовой кладке в районе расположения одного-двух каналов.
Рабочая мощность РУ должна быть снижена до предусмотренного технологическим регламентом значения в соответствии с условиями безопасной эксплуатации в случаях:
отключения автоматического регулятора мощности ядерного реактора;
непредусмотренного опускания (ввода) одного или нескольких органов регулирования в активную зону ядерного реактора;
следующих неисправностей в схеме управления органами регулирования:
непроектной последовательности движения групп кассет (стержней) СУЗ;
движения органов регулирования не со своей группой; отсутствия контроля положения отдельных органов регулирования и групп кассет (стержней) СУЗ;
превышения допустимой по проекту температуры теплоносителя на выходе из рабочих каналов (кассет).
Если неисправность возникла в процессе увеличения мощности, дальнейший ее подъем должен быть прекращен. Снижение мощности РУ и другие аварийные ситуации определяются технологическим регламентом, исходя из конкретных особенностей РУ.
Разогрев РУ, выход на мощность после КР и СР, а также после простоя более 3 сут должны осуществляться только после определения подкритического состояния активной зоны и запаса реактивности.
У ОП должны быть в наличии графики (таблицы) изменения реактивности с момента сброса исполнительных органов СУЗ на любой момент кампании.
В инструкции по обслуживанию ГЦН приводится перечень случаев, когда оператор должен немедленно остановить ГЦН. При остановке ГЦН мощность ядерного реактора должна быть снижена в соответствии с разрешенными пределами и условиями безопасной эксплуатации.
В инструкции по эксплуатации ПГ должны быть определены: предельные положения уровня воды и связанные с ним отклонения, порядок установки и поддержания уровня при заполнении, разогреве и эксплуатации;
допустимые скорости разогрева и расхолаживания; температура питательной воды;
случаи аварийного отключения, в том числе появление повышенной активности во втором контуре, порядок сброса при этом продувочной воды из ПГ;
температура котловой воды, при которой необходимы промывки и очистки теплообменных поверхностей;
порядок проведения промывки и консервации; другие указания, обусловленные конструкцией ПГ.
Для двухконтурных энергоблоков АЭС при появлении радиоактивных продуктов в продувочной воде ПГ должен быть установлен дополнительный контроль. При превышении предельно допустимой активности продувочной воды или при ее резком возрастании ПГ должен быть отключен (при наличии арматуры по проекту), при отсутствии проектной арматуры ЭБ АЭС должен быть остановлен.
При эксплуатации энергоблока АЭС должны вестись температурный контроль толстостенных элементов оборудования ГЦК охлаждения ядерного реактора и контроль за плотностью разъемов и появлением течи в оборудовании и трубопроводах.
При эксплуатации КД в них должно поддерживаться нормальное положение уровня теплоносителя. Запрещается эксплуатация КД при уровне теплоносителя, выходящем за пределы установленных максимального и минимального положений, кроме случаев гидроиспытаний и замены ТВС.        
Затворы задвижек ГЦК должны находиться в крайнем положении (открыты или закрыты). При неисправности любой задвижки возможность дальнейшей эксплуатации энергоблока определяется ГИС. При закрытии задвижек ГЦК запрещается использовать приспособления, которые увеличивают значение момента затяга, по сравнению с указанным заводом-изготовителем.
Разгерметизация герметичных помещений энергоблоков, доступ в которые во время работы ядерного реактора не предусмотрен проектом, запрещается. До загрузки ядерного топлива, а затем периодически (не реже 1 раза в год) должна контролироваться плотность герметичных помещений для подтверждения соответствия фактической герметичности проектной.
Концентрация водорода в баке биологической защиты (кольцевом баке) и барботере не должна превышать предельного значения (3%). Контроль за концентрацией водорода в кольцевом баке должен проводиться не реже 1 раза в смену, а в барботере при эксплуатации ядерного реактора - непрерывно.
При эксплуатации ядерного реактора с борной системой регулирования должен постоянно поддерживаться необходимый аварийный запас раствора борной кислоты. Емкости системы должны находиться в состоянии готовности для приема теплоносителя с бором из контура. Не менее двух насосов подачи раствора бора в каждой группе при эксплуатации ядерного реактора должны быть исправными и в состоянии готовности к работе. Все блокировки системы аварийного охлаждения активной зоны и спринклерной системы должны быть в работоспособном состоянии.
Все резервные системы и агрегаты при эксплуатации энергоблока АЭС должны находиться в состоянии готовности к работе и, если это предусмотрено проектом, - к автоматическому включению. Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва должны определяться соответствующими инструкциями. Переход с работающего оборудования на резервное должен осуществляться периодически по графику, утвержденному начальником соответствующего цеха. Перед переходом с работающего на резервное оборудование, как правило, должны проверяться все защиты и блокировки резервного оборудования.
При расхолаживании РУ должен осуществляться контроль: нейтронного потока в ядерный реактор и его подкритичности; давления и температуры теплоносителя; температуры металлоконструкций;
радиационной обстановки в герметичных помещениях, газовых и аэрозольных выбросов в вентиляционную трубу;
концентрации растворенного в теплоносителе поглотителя.



 
« 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.