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

Техническое обслуживание защитных систем безопасности ЭБ 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

Объем и периодичность ТО, испытаний и ремонта защитных систем безопасности приведен в табл. 23.5.
Обход и осмотр оборудования СБ проводится с целью проверки его состояния и своевременного выявления дефектов. По мере необходимости (по результатам контроля и осмотров СБ) осуществляется ТО насосных агрегатов, включающее в себя: пополнение смазки подшипников; подтяжку и замену сальников; регулировку расходов уплотняющей и охлаждающей воды; очистку сетчатых фильтров.
Во время ППР по результатам контроля, осмотров, испытаний и проверок выполняется ремонт или замена поврежденных элементов СБ и устранение выявленных дефектов.
Условиями вывода САОР из работы являются следующие:

  1. к моменту начала извлечения стержней СУЗ для вывода ядерного реактора в критическое состояние САОР должна быть исправной и находиться в режиме ожидания;
  2. при мощности ядерного реактора 0,5  допускается вывод из работы одного независимого канала САОР на время не более 2 ч. Под независимым каналом САОР понимается комплекс оборудования (насосы, баллоны, трубопроводы, арматура), обеспечивающий при включении подачу в ядерный реактор 50% требуемого по проекту расхода охлаждающей воды. Отказ любого элемента канала САОР, делающий невозможным обеспечение его требуемой производительности, считается отказом канала САОР;
  3. при мощности ядерного реактора не выше 0,5  допускается вывод из работы одного канала быстродействующей подсистемы САОР;


  1. вывод из работы одного канала быстродействующей подсистемы САОР, любого канала подсистемы длительного расхолаживания или системы в целом допускается только на заглушенном и расхоложенном ядерном реакторе при атмосферном давлении в БС и при условии обеспечения подпитки опорожненных и неопорожненных частей КМПЦ.

Во время каждого ППР, но не реже одного раза в год при проверке работы системы защиты от превышения давления в КМПЦ допускается проводить настройку ИПК сжатым воздухом с последующей проверкой срабатывания ИПК-ГПК в период пуска энергоблока при рабочих параметрах пара от ключей управления с БЩУ или РЩУ.
Контроль за состоянием металла трубопроводов СБ проводится с периодичностью и в объеме, устанавливаемыми "Инструкцией по эксплуатационному контролю за состоянием основного металла и сварных соединений оборудования и трубопроводов КМПЦ, парового и конденсатно-питательного тракта АЭС с РБМК-1000, РБМК-1500" АИЭ-10-89.
Условия вывода из работы системы защиты от превышения давления в КМПЦ и в РП РБМК-1000 таковы:

  1. к моменту подъема температуры воды в КМПЦ выше 373 К система защиты от превышения давления должна быть исправной и находиться в режиме ожидания;
  2. вывод из работы оборудования системы и системы в целом допускается только на заглушенном и расхоложенном ядерном реакторе при атмосферном давлении в БС.


 
« 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.