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

Эксплуатация защитных систем безопасности энергоблоков с РБМК-1000 - 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

Принятая в проекте РБМК-1000 концепция построения СБ, принципы резервирования их элементов (активных, пассивных с движущимися частями) основаны на том, что в общем случае предусмотренный объем и представительность проверок и инспекций исключает наличие неконтролируемых при эксплуатации элементов, а периодичность проверок и инспекций, принятая по результатам количественного анализа надежности, позволяет поддерживать надежность элементов и систем в целом на требуемом уровне.
Система аварийного охлаждения реактора (СЛОР) предназначена для обеспечения своевременной подачи требуемого количества воды в каналы ЯР при авариях, сопровождающихся нарушением охлаждения активной зоны.
Аварии, при которых необходимо автоматическое включение САОР, делятся на три типа:
а)    аварии первого типа - разрыв трубопроводов и коллекторов в пределах помещений прочно-плотных боксов (ППБ) и нижней водной коммуникации (НВК);
б)    аварии второго типа - разрыв питательного трубопровода до обратного клапана или опускного трубопровода в пределах помещений сепараторов пара и питательного узла;
в)   аварии третьего типа - разрыв паропровода в любом помещении или незакрытие (непосадка) главного предохранительного клапана (ГПК).
Включение САОР происходит автоматически по "сигналу МПА" или ОП. В качестве МПА для энергоблоков с РБМК-1000 принимается авария, связанная с мгновенным поперечным разрывом напорного коллектора, сопровождаемая незакрытием одного обратного клапана (ОК) на раздаточно-групповой коллектор (РГК) и беспрепятственным двусторонним истечением теплоносителя при работе ядерного реактора на номинальной мощности в пределах погрешности и допусков системы контроля и управления.
САОР состоит из трех независимых^каналов (подсистем), каждый из которых обеспечивает производительность не менее 50% требуемой. Каждая подсистема состоит из части мгновенного действия и части длительного расхолаживания. Основная часть (часть мгновенного действия) обеспечивает подачу требуемого количества воды в аварийную половину ядерных реакторов в начальный период аварии при авариях первого и второго типов и в обе половины ядерных реакторов при авариях третьего типа. Часть длительного расхолаживания предназначена для подачи воды как в аварийную, так и неаварийную половины ядерных реакторов с момента окончания действия основной части системы. Расход воды от части длительного расхолаживания в аварийную половину ядерных реакторов от 120 до 3600 с составляет не менее 750 т/ч, а далее - не менее 230 т/ч.
В состав основного оборудования САОР входят: сосуды САОР (гидроемкости САОР) - 12 шт. (вместимость 25 м3, рабочее давление 105 кгс/см2 (10,3 МПа), температура 313-373 К), насосы охлаждения аварийной половины ядерных реакторов (НОАП) - 6 шт., насосы охлаждения неаварийной половины ядерных реакторов (НОНП) - 3 шт., эжекторы подпорные САОР - 6 шт. На трубопроводах САОР установлена специальная арматура: задвижки и обратные клапаны.
Для поддержания требуемых показателей надежности САОР в процессе эксплуатации в дополнение к периодическим гидроиспытаниям сосудов и трубопроводов на прочность и плотность, их техническим освидетельствованиям, предусматриваются:

  1. поузловая проверка и опробование САОР - проверка работоспособности быстродействующей арматуры (БА), подсистем НОНП, НОАП, ПЭН и работоспособности насосов НОАП, НОНП без подачи воды САОР в КМПЦ;
  2. комплексное опробование САОР - проверка включения оборудования, работы схем автоматики, технологических защит и блокировок, сигнализации по САОР, управляющим и обеспечивающим СБ при имитации "сигнала МПА" без подачи воды САОР в КМПЦ с целью определения функциональной готовности систем и оборудования;
  3. комплексное испытание САОР - испытание БА, включая проверку ОК Ду 300 на РГК и ОК Ду 65 на трубопроводах от коллекторов САОР и РГК, подсистем НОАП, НОНП совместно с управляющими и обеспечивающими СБ при имитации "сигнала МПА".

Опробование насосов и арматуры САОР проводится при работе энергоблока на мощности поочередно для каждого канала САОР с примерно равными интервалами между опробованиями каналов со следующей периодичностью:
насосов НОНП, НОАП, быстродействующих задвижек и электрифицированных задвижек, быстродействующих задвижек на линиях подсистем ПЭН - коллектор САОР - 360 ч (не реже двух раз в месяц);
задвижек выбора половин КМПЦ на линиях подсистемы НОНП, НОАП - коллектор САОР - 720 ч (не реже одного раза в месяц);
быстродействующих задвижек на линиях ПЭН - сепараторы пара - не реже двух раз в год.
Комплексное опробование САОР проводится: перед ППР ЭБ - не реже двух раз в год с примерно равным интервалом времени между опробованиями;
после ППР перед пуском энергоблока - не реже двух раз в год без подачи воды САОР в КМПЦ
Комплексное испытание САОР и испытание подсистемы ПЭН проводятся перед ППР ЭБ не реже одного раза в год и после капитального ремонта оборудования подсистем САОР или его модернизации, приводящей к изменению характеристик подсистем в целом или отдельного оборудования (насосов, арматуры и т.п.). Комплексное испытание САОР и испытание подсистемы ПЭН проводятся на расхоложенном ядерном реакторе при температуре воды в КМПЦ не выше 353 К и температуре графитовой кладки ядерного реактора не выше 373 К, при атмосферном давлении в БС с подачей воды в КМПЦ по штатной схеме трубопроводов САОР.
Tax как САОР конструкционно и технологически выполнена из трех независимых каналов и каждый канал обеспечивает производительность не менее 50% требуемой, то любой единичный отказ в системе при аварийной ситуации будь то активного (насосы НОАП, НОНП, ПЭН, быстродействующие задвижки от гидробаллонов и ПЭН, задвижки выбора аварийной и неаварийной половины ядерных реакторов) или пассивного элементов в пределе приведет к выходу из строя не более одной подсистемы САОР. Аналогично построены управляющие и обеспечивающие системы безопасности.
Проектом ЭБ предусмотрены технические мероприятия для исключения (сведения к минимуму) ошибочных действий ОП и смягчению их последствий, приведем основные из них.
При появлении "сигнала МПА" или приведении в действие САОР ОП с помощью ключей МПА исключено вмешательство ОП в работу: быстродействующих задвижек от сосудов САОР и от ПЭН; задвижек в звене промежуточного дросселирования; задвижек отсечных (по снижению уровня) от сосудов САОР; задвижек выбора аварийной половины ядерных реакторов от НОАП и НОНП; задвижек на питательных трубопроводах от ПЭН к СБ.
За оператором остается право на управление насосами НОАП и НОНП для возможности приведения расхода насосов к требуемому не ранее, чем через 1 ч после начала аварии.
Также предусмотрены устройства для исключения случайного открытия оператором арматуры, приводящей к подаче воды от САОР в ядерный реактор для следующих элементов системы:
быстродействующих задвижек на линии от сосудов САОР; быстродействующих задвижек на питательных трубопроводах от ПЭН к РГК.
Предусмотрена защита ядерного реактора АЗ-1 по уровню воды в гидроемкостях САОР.
Анализ надежности САОР. В настоящее время отсутствуют нормируемые критерии показателей надежности СБ. Существует ряд подходов к оценке таких показателей, основанные, например, на потенциальном риске, потенциальном ущербе и др. Но доведенным до конкретных значений искомого показателя (хотя и не бесспорным) является подход равной надежности к СБ АЭС. Этот подход обосновывает величину рекомендуемого значения вероятности отказа на требование рассматриваемой СБ Q = 10“15 1/треб.
Наиболее узким местом при проведении расчетов надежности защитных систем безопасности, находящихся в дежурном режиме, является сбор и оценка достоверности показателей надежности элементов СБ. В ряде источников показатели надежности одних и тех же элементов отличаются более чем на порядок, что в конечном счете предопределяет достоверность искомого показателя надежности системы в целом.
Для МПА, не сопровождаемой обесточиванием СН, полученные значения показателей надежности по вероятности отказа на требование (по разным методикам и разными организациями) лежат в следующих диапазонах:
для части мгновенного действия САОР от 1 • 10-4 до 6 • 10-9 1/треб;
для части длительного расхолаживания САОР от 2 • 10-4 до 1,1• 10-4 1/треб.
Следует отметить, что более консервативная оценка 1 *10-41/треб, для части мгновенного действия получена с учетом вероятности такого события, как незакрытие двух и более из 22 ОК Ду 300 на РГК.
Анализ показывает, что показатели надежности САОР не удовлетворяют выбранному критерию. Они не могут быть существенно повышены за счет уменьшения периодов между проверками и инспекциями элементов САОР, которые в настоящее время уже составляют для: быстродействующих задвижек - 360 ч; НОАП и НОНП - 720 ч; дизель-генераторов - 720 ч. " Критическими" элементами, определяющими полученный уровень надежности САОР, являются ОК Ду 300 на РГК.
Система зашиты от превышения давления в КМПД предназначена для обеспечения непревышения допустимого значения давления в КМПЦ за счет отвода дебалансного пара из КМПЦ в ББ. Система включает в себя импульсно-предохранительные устройства (ИПУ) и трубопроводы сброса пара в бассейн-барботер локализации аварий. ИПУ состоит из импульсно-предохранительных клапанов (ИПК), главных предохранительных клапанов (ГПК) и импульсных линий между ИПК и ГПК.

К системе предъявляются следующие основные технические требования:

  1. обеспечить непревышение давления в КМПЦ более, чем на 15% рабочего давления с учетом единичного отказа в системе активного или пассивного элемента с движущимися механическими частями;
  2. обладать высокой надежностью срабатывания при повышении давления в КМПЦ до уставок срабатывания;
  3. обладать высокой надежностью закрытия ГПК при достижении уставок закрытия;
  4. обеспечить требуемый ресурс в условиях циклических, динамических нагружений при срабатывании ГПК,
  5. не превышать скорости пара в трубопроводах более 150-200 м/с;
  6. обеспечить вход пара в воду ББ со скоростями, близкими к звуковым, даже при срабатывании одного ГПК (это требуется для безударной конденсации пара).

Система состоит из восьми ГПК суммарным расходом 2800 т/ч при номинальном давлении в КМПЦ [т.е. по 350 т/ч каждый клапан при давлении в контуре 70 кгс/см2 (6,9 МПа)]; восьми ИПК; двух отсечных вентилей; четырех паровоздушных эжекторов и трубопроводов.
Опыт эксплуатации АЭС с РБМК-1000 доказал довольно низкую надежность ИПУ. Техническими условиями на арматуру для АЭС с РБМК-1000 установлены следующие требования:
средний срок службы до списания 25-30 лет;
средний срок службы до капитального ремонта 48-60 мес;
средний ресурс до капитального ремонта 500-750 циклов;
вероятность безотказной работы до капитального ремонта 0,990-0,995
Первая цифра приведена для объектов первой категории качества; вторая - высшей категории качества. Анализ надежности ГПК показывает, что общее количество непосадок ГПК после их срабатывания за весь период эксплуатации составило на I блоке Смоленской АЭС 15%, на II блоке - 17%, что в пятнадцать раз хуже показателя безотказной работы предохранительной арматуры, гарантированного по ТУ. В 1984г. на энергоблоке Чернобыльской АЭС количество непосадок составляло 23% всех случаев срабатывания.
Основной причиной непосадок ГПК на всех энергоблоков с РБМК является низкая надежность работы импульсных клапанов. В настоящее время предполагается замена на всех энергоблоков с РБМК ИК клапанами новой конструкции.
Для проверки работоспособности системы в целом и ее отдельных элементов предусмотрены:

  1. периодические прямые испытания системы с опробованием ИПУ от ключа управления (сбросом пара в ББ). Такие испытания должны проводиться при пуске ЭБ после ППР, но не реже одного раза в шесть месяцев. Испытания проводятся при тепловой мощности ядерного реактора 700-1000 МВт (электрическая мощность ядерного реактора равна нулю), номинальных параметрах в КМПЦ, давлении в деаэраторах не более  1,2 кгс/см2 (0,11 МПа);
  2. периодические испытания управляющей системы ИПК.

Основными отказами системы являются:

  1. "зависание" ГПК, т.е. незакрытие ГПК при снижении давления в КМПЦ до уставки закрытия или ложное срабатывание ГПК;
  2. неоткрытие одного (двух) ГПК в любой группе;
  3. открытие ГПК и, практически без задержки времени, его закрытие;
  4. разрыв трубопровода сброса пара после ГПК.

Показатели надежности системы защиты КМПЦ от превышения давления рассчитываются с определенным консерватизмом в предположении, что отказ системы наступает при выходе из строя (не- открытии, преждевременном закрытии, незакрытии) любых трех из восьми ГПК. Вероятность отказа системы на требование составляет:

  1. по функции " Неоткрытие" - 9,9 * 10-2 1/год;
  2. по функции " Преждевременное закрытие" - 1,38 10-16 1/год;
  3. по функции "Незакрытие" ("Зависание") - 5,3-10-1 1/год (при зависании двух клапанов).

Система защиты реакторного пространства (РП) от превышения давления предназначена для обеспечения безопасности ядерного реактора и сохранности его металлоконструкций (МК) при:

  1. разрыве одного ТК в РП вследствие протекания любых проектных аварий, включая МПА;
  2. максимальном числе (до девяти ТК) разорвавшихся в РП (далее гипотетическая авария) с учетом самых неблагоприятных условий возникновения и путей развития аварий.

Безопасность ядерного реактора при разрыве ТК в РП будет обеспечена при условии, что избыточное давление в РП не превысит 2,1 кгс/см2 (0,2 МПа). Это условие выполняется за счет отвода парогазовой смеси (ПГС) из РП в систему локализации аварий (CJTA) или в атмосферу.
Система состоит из двух подсистем: основной и страхующей. Основная подсистема обеспечивает отвод ПГС из РП в CJ1A, а страхующая - в атмосферу. Основная подсистема обеспечивает отвод пара с расходом 65 кг/с при избыточном давлении в РП 1,8 кгс/см2 (0,17 МПа); страхующая - с расходом пара 90 кг/с при давлении в РП 2,1 кгс/см3 (0,2 МПа). Выброс ПГС из РП осуществляется после срабатывания предохранительных устройств через помещения боксов предохранительных клапанов.
В системе предусмотрен контроль следующих параметров: давление в РП; содержание водорода в тупиковых зонах трубопроводов; герметичность предохранительных устройств; глубина погружения паросбросных труб под уровень воды БВ.
Поскольку система при нормальной эксплуатации находится в дежурном режиме и состоит из пассивных элементов (только предохранительные устройства имеют движущиеся части), то прямые испытания системы проектом ЭБ не предусмотрены. Периодические испытания предохранительных устройств проводятся на специальном стенде. На трубопроводы и элементы системы распространяются объем и сроки контроля, принятые для РП и газового контура ядерного реактора.
Количественная оценка надежности системы приведена в табл. 23.3 и 23.4.
Система защиты от уменьшения (прекращения) расхода воды через технологические каналы и каналы СУЗ.
Таблица 23.3

Таблица 23.4

Аварийное снижение расхода теплоносителя в ТК при работе ядерного реактора на мощности может произойти по следующим причинам:
попадание посторонних предметов во внутреннюю полость РГК и далее под дроссель ЗРК, установленный на входе в трубопровод подвода теплоносителя к каждому топливному каналу;
ошибочное прикрытие запорно-регулирующих клапанов (ЗРК) эксплуатационным персоналом при выполнении подрегулировок расхода теплоносителя в процессе выгорания топлива и при перегрузках.
Для предотвращения таких ситуаций предусмотрены следующие технические и организационные меры:
с целью исключения попадания посторонних предметов в РГК на входе в него установлены пластинчатые механические фильтры;
при вскрытии трубопроводов КМПЦ для ремонта предусмотрено выполнение ряда регламентных мероприятий, исключающих неконтролируемую доставку в зону ремонта инструментов и оборудования;
перед пуском ядерном реакторе осуществляется интенсивная промывка КМПЦ в течение не менее 24 ч с контролем расхода в каждом канале;
технологическим регламентом предусмотрено немедленное глушение ЯР по сигналу появления и устойчивого сохранения одновременного или за время менее 3 мин сигналов “Снижение расхода воды" (СРВ) более чем в пяти каналах, подключенных к одному РГК;
ЗРК оснащены устройствами, исключающими их прикрытие менее заранее установленной минимальной степени открытия ЗРК;
разработан регламент выполнения комплекса работ по проверке и настройке системы контроля и регулирования расходов через ТК ЯР перед его выводом на мощность, позволяющий выявить и устранить все дефекты ЗРК; регламентом запрещено снятие ограничений хода ЗРК на закрытие с момента вывода ядерного реактора в критическое состояние на весь период его работы на мощности;
на трех РГК каждой половины КМПЦ организован контроль перепада давления на механических фильтрах. В случае достижения аварийной уставки на БЩУ-0 через систему централизованного контроля (СЦК) "Скала" появится аварийная сигнализация. Кроме того, оператор может получить информацию о значении перепада давления через СЦК "Скала" по вызову.



 
« 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.