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

Эксплуатация локализующих систем безопасности энергоблоков 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

В случае возникновения аварийной ситуации, при которой разгерметизируется первый контур РУ, возникает задача локализации последствий аварии. Системы локализации аварий (СЛА) должны полностью исключить возможность попадания радиоактивных веществ в окружающую среду.
Требования, предъявляемые к локализующим системам безопасности:

  1. первый контур РУ должен размещаться в герметичных помещениях либо целиком, либо так, чтобы в случае проектных аварий обеспечивалась локализация выделяющихся радиоактивных веществ в границах герметичных помещений. В отдельных случаях допускается направленный выброс радиоактивных веществ в окружающую среду, если в проекте ЭБ обосновано, что при таком выбросе обеспечивается безопасность атомных станций;
  2. локализующие системы безопасности должны выполнять заданные функции в полном объеме для учитываемых исходных событий при не зависимых от исходных событий отказах;
  3. для АЭС с несколькими энергоблоками должны быть предусмотрены индивидуальные системы локализации для каждого энергоблока. Допускается совместное использование отдельных устройств локализующих систем безопасности для нескольких энергоблоков, если доказана невозможность распространения аварий с одного энергоблока на другие;
  4. локализующие системы безопасности должны выполнять свои функции при аварийных течах теплоносителя первого контура с учетом возможных механических, тепловых и химических воздействий;
  5. в тех случаях, когда для предотвращения повышения давления в герметичных помещениях предусматривается активный теплоотвод, должно быть несколько независимых каналов теплоотвода, обеспечивающих требуемую эффективность при не зависимом от исходного события отказе любого из них;
  6. все пересекающие контур герметизации коммуникации, которые должны перекрываться в момент аварии для предотвращения выхода радиоактивных веществ за пределы герметичных помещений, должны быть оборудованы двумя отсекающими органами, устанавливаемыми снаружи и внутри контура герметизации;
  7. должны быть предусмотрены средства для индивидуального испытания устройств локализующих систем безопасности на расчетное давление и требования к испытаниям;
  8. в проекте энергоблока должно быть обосновано значение принятой допустимой степени неплотности контура герметизации CЛA и должны быть указаны способы достижения заданной степени герметичности. Соответствие достигнутой степени герметичности проектной должно быть подтверждено после окончания монтажных работ и регулярно проверяться в процессе эксплуатации. Испытания при вводе в эксплуатацию должны проводиться при расчетном давлении, проведение последующих испытаний допускается при меньшем давлении. Оборудование внутри помещений СЛА должно выдерживать проведение испытаний без повреждений.

В состав системы локализации аварий входят следующие группы оборудования:

  1. герметичная защитная оболочка первого контура, герметичные помещения и боксы с системой герметичных шлюзов, люков и проходок;
  2. системы, обеспечивающие определенное расчетное давление внутри герметичных помещений и оболочки;
  3. системы пожаротушения.

На всех РБМК и первых ВВЭР-440 герметичная защитная оболочка отсутствует. Все оборудование первого контура и КМПЦ расположено в связанной системе боксов за биологической защитой реактора. При появлении течи теплоносителя в одном из боксов давление в нем возрастает. Когда давление достигает определенного значения, обычно не более 0,5 МПа, срабатывают предохранительные клапаны и подключается следующий бокс и т.д.
Современные корпусные ЯР с водой под давлением и кипящие как обязательный элемент СБ содержат герметичную защитную оболочку. Изготовленная из предварительно напряженного железобетона оболочка может принять в полном объеме весь теплоноситель первого контура (вместимость до 105 м3 ). При аварии давление под оболочкой может достигать 0,44-0,5 МПа. Для поддержания определенного давления внутри герметичных помещений на АЭС используются специальные системы. К ним в первую очередь относятся спринклерные системы. Эти системы производят впрыск воды в аварийные помещения. Испаряясь, вода отводит тепло от попавшего в данное помещение теплоносителя первого контура, т.е. способствует его конденсации. В состав спринклерных систем входят также емкости с водой и специальные спринклерные насосы. В зависимости от места расположения спринклерные установки имеют различную производительность. Наиболее мощная спринклерная система работает внутри защитной оболочки. В энергоблоках с ВВЭР-1000 производительность спринклерной системы составляет 860 т/ч.
Для полного исключения ситуаций, при которых радиоактивный пар может попасть в атмосферу на АЭС предусматривают барбатеры-теплообменники смешения, в которых происходит конденсация радиоактивного пара. На одноконтурных АЭС с кипящими ЯР несколько барботеров способны принять полный расход пара, вырабатываемого ЯР. В этом случае барботер представляет собой герметичный металлический сосуд объемом 150 — 200 м3, на 2/3 заполненный водой. После прохождения быстродействующего редукционного устройства через распределительные гребенки пар сбрасывается в воду.
схема системы локализации аварий энергоблока с РБМК
Рис. 23.11. Принципиальная схема системы локализации аварий энергоблока с РБМК:
1 - спринклерные установки; 2 - боксы; 3 - помещения нижних водяных коммуникаций и раздаточных групповых коллекторов; 4 -клапаны; 5 - парораспределительный коридор; 6 - обратные клапаны; 7 - трубы; 8 - теплообменник САОР; 9 - теплообменник спринклерной системы; 10 - бассейн-барботер

В нижних помещениях энергоблоков АЭС, под шахтой ЯР располагаются бассейны-барботеры, в которые сбрасывается пар из аварийных боксов и помещений. На рис. 23.11 представлена принципиальная схема СЛА ЭБ с РБМК-1000. В системе локализации аварий РБМК-1000 используется замкнутый контур циркуляции воды в спринклерной системе и бассейне- барботере, что исключает возможность выхода радиоактивных веществ в окружающую среду. Съем тепла осуществляется технической водой через теплообменник спринклерной системы. Бассейн-барботер здесь также используется в качестве хранилища воды подсистемы длительного расхолаживания ядерного реактора.
Система герметичных помещений энергоблоков с РБМК-1000 предназначена для локализации последствий проектных аварий, связанных с разрывами трубопроводов КМПЦ, с целью предотвращения сброса радиоактивных веществ за пределы системы локализации аварий выше допустимых величин. Герметичность помещений СЛА характеризуется значением неплотности F, см2. В качестве эксплуатационных норм принимаются следующие значения pF:

Объем и периодичность ТО, испытаний и ремонта системы герметичных помещений энергоблоков с РБМК-1000 при работе его на мощности приведена в табл. 23.7.


619

Система отсечной и герметизирующей арматуры ЭБ с РБМК-1000 служит для предотвращения выхода радиоактивных веществ при проектных авариях за пределы контура герметизации СЛА. Все пересекающие контур герметизации трубопроводы делятся на три группы.
К первой группе относятся трубопроводы, пересекающие контур герметизации, на которых по условиям ведения технологического процесса, как в режимах нормальной эксплуатации, так и при проектных авариях недопустима установка изолирующих устройств.
На второй группе трубопроводов, пересекающих контур герметизации, установлены изолирующие устройства, автоматически закрывающиеся при соответствующих проектных авариях. С этой целью используется запорная арматура с электроприводом, именуемая отсечной.
К третьей группе отнесены трубопроводы, пересекающие контур герметизации, но используемые по условиям ведения технологического процесса для подачи (отвода) среды, как правило, на остановленном и расхоложенном ядерном реакторе. В качестве изолирующих устройств на этой группе трубопроводов используется нормально закрытая арматура с ручным управлением по месту, именуемая герметизирующей.
В общем случае все пересекающие контур герметизации коммуникации должны перекрываться в момент аварии и быть оборудованы двумя отсекающими органами, устанавливаемыми, как правило, снаружи и внутри контура герметизации.
Положение отсечной арматуры фиксируется на БЩУ и РЩУ, откуда оператором при необходимости может осуществляться дистанционное управление приводами арматуры. Электроснабжение приводов отсечной арматуры осуществляется от независимых источников питания категории IA. Если отсечная арматура выполняет также и другие функции, но последние должны быть заблокированы по сигналам МПА.
Быстродействие отсечной арматуры зависит от диаметра проходного сечения и составляет для Ду 50-150 до 10 с, для Ду 250-300 - до 54 с.
Объем и периодичность ТО, испытаний и ремонта отсечной и герметизирующей арматуры энергоблока с РБМК-1000 приведены в табл. 23.7. На работающем энергоблоков осуществляется визуальный контроль состояния доступной для этого изолирующей арматуры, при необходимости ее периодическое расхолаживание по месту или с помощью ключей индивидуального управления.
При проверке работоспособности активных элементов отсечной и герметизирующей арматуры энергоблока путем дистанционного открытия- закрытия должна обеспечиваться работоспособность систем, у которых выполняется эта проверка.
Во время технического освидетельствования герметичных помещений энергоблоков выполняется проверка плотности и автоматического закрытия отсечной и герметизирующей арматуры путем имитации сигналов проектных аварий. Дотягивание арматуры вручную запрещается. При этом контролируется время от сигнала проектной аварии до закрытия последней отсечной и герметизирующей арматуры.
Вывод из работы отсечной и герметизирующей арматуры допускается только на заглушенном и расхоложенном ядерном реакторе при атмосферном давлении в БС.           
При расчете надежности системы отсечной арматуры принимается, что отказ системы наступает при отказе на закрытие всех проектных барьеров последовательно установленных на любом одном трубопроводе, отнесенном ко второй группе. Выход из строя обоих барьеров по одной причине обычно не рассматривается ввиду малой вероятности таких исходных событий. В качестве исходных данных при расчете надежности системы отсечной арматуры по незакрытию используются: для задвижек - интенсивность отказа А = 2,64 * 10-51/ч (вероятность отказа Q = 1,2 -10-5 -=- 0,227-10-11/год); для запорных вентилей - А — 1,55 • 10-6 1/ч ; Q = 1,66 -10-21/год. Для всей системы Q = 6,97 • 10_31/год.
Барботажно-конденсационное устройство (БКУ) является составным элементом СЛА и предназначено для:

1) приема и конденсации пара при авариях с разрывом трубопроводов КМПЦ, расположенных в герметичных помещениях [прочноплотные боксы (ППБ), подреакторное помещение и помещения нижних водяных коммуникаций (НВК)];

2) приема и конденсации пара при срабатывании и длительном зависании ГПК, а также протечек от ГПК;

3) приема и конденсации пара при сбросах пара из РП РУ в режиме с разрывом ТК.

Для выполнения своего функционального назначения БКУ оснащено следующим оборудованием и системами:

  1. спринклерно-охладительной системой (СОС) для отвода тепла из помещений БКУ и поддержания расчетного температурного режима БКУ и ППБ во всех режимах работы энергоблока. СОС включает в себя насосно-теплообменную установку (НТУ) с теплообменниками и насосами, подающими охлаждающую воду на форсунки, эжекционные охладители и перфорированный коллектор;
  2. системой заполнения, опорожнения и поддержания уровня воды ББ для первичного заполнения химически обессоленной водой ББ, поддержания уровня воды ББ, опорожнения ББ при его ремонтах;
  3. системой отсоса водорода из помещений БКУ для поддержания допустимой концентрации водорода в помещениях БКУ;
  4. системой байпасной очистки воды ББ для поддержания качества и химического состава воды;
  5. системой технического водоснабжения конденсаторов поверхностного типа для обеспечения дополнительного отвода тепла в режимах МПА;
  6. системой дезактивации помещений и оборудования БКУ в случае необходимости (послеаварийная остановка и ремонт энергоблока, ППР и осмотры помещений и оборудования);
  7. системой КИПиА для контроля, измерения, выдачи информации о состоянии оборудования, значениях параметров среды ББ и автоматического включения и отключения оборудования и арматуры.

Оборудование БКУ установлено в помещениях ББ и парораспределительного коридора (ПРК).
БКУ является пассивным элементом локализующих систем безопасности и работает в режиме ожидания МПА, сбросов пара ГПК и сбросов пара из РП. Готовность БКУ к выполнению своих функций контролируется по следующим параметрам: уровень и температура воды в ББ, температура воздуха ББ, давление (разряжение) в воздушном объеме ББ, давление в ПРК, концентрация водорода в помещениях БКУ и др.
Управление системами, обеспечивающими работоспособность ББ, а также контроль и информация о состоянии оборудования, измерение параметров среды в БКУ, автоматическое или ручное (оператором) включение и отключение оборудования и арматуры осуществляется с БЩУ (ПБ - панели безопасности) и с РЩУ (дублирование). Наиболее важные параметры, такие как температура и уровень воды ББ, обеспечиваются индивидуальными каналами и их дублированием. Категория электропитания этих приборов - IA.
Система отвода тепла из герметичных помещений и от БКУ ЭБ с РБМК-1000 предназначена для поддержания проектных параметров среды в герметичных помещениях СЛА. В процессе нормальной эксплуатации отвод тепла требуется осуществлять лишь из ППБ и ББ. В аварийных ситуациях требуется дополнительный отвод тепла от БКУ. Электроснабжение системы (насосов, арматуры, КИПиА) обеспечивается от двух источников: от трансформаторов СН и от резервных источников питания (ДП и АБ). Поддержание параметров среды в герметичных помещениях СЛА осуществляется подачей охлаждающей воды от НТУ СОС на эжекторные охладители ППБ, на форсунки СОС, равномерно установленные над площадью зеркала объема ББ, и раздачей охлаждающей воды через перфорированный коллектор, проложенный по периметру ББ, на охлаждение горячих проходок ППБ, на конденсаторы системы удаления водорода (СУВ).
Управление работой оборудования, включение и отключение его, открытие и закрытие арматуры, контроль положения арматуры осуществляется с БЩУ-0 (панели безопасности) и с РЩУ. Измеряемые и контролируемые параметры СОС: расход воды на напорных патрубках насосов, давление воды на всасе насосов, температура технической воды после теплообменников СОС, контроль положения трубопроводной арматуры и др.
Для обеспечения надежной работы системы предусмотрены контроль и проверка работоспособности во всех режимах энергоблока. Объем и периодичность ТО, испытаний и ремонта системы приведены в табл. 23.7.
Система отвода тепла из БКУ и герметичных помещений может быть выведена из работы при следующих условиях:

  1. к моменту подъема температуры воды в КМПЦ выше 373 К система должна быть исправной и находиться в режиме ожидания;
  2. при наличии трех независимых подсистем охлаждения (трех единиц оборудования), каждая из которых обеспечивает не менее 50% требуемой производительности:

а)    при отказе или выводе из работы одной из трех подсистем (единиц оборудования) на время не более 8 ч допускается работа ядерного реактора на уровне мощности выше 0,5 Wном;
б)    при отказе или выводе из работы одной из трех подсистем (единиц оборудования) допускается работа ядерного реактора на уровне мощности не выше 0,5 Wнoм;

  1. вывод из работы более одной из трех подсистем (единиц оборудования) или системы в целом допускается только на заглушенном и расхоложенном ядерном реакторе при атмосферном давлении в БС.

Система удаления водорода из герметичных помещений энергоблоков с РБМК-1000 предназначена для исключения накопления водорода в помещениях ППБ. В номинальном режиме работы энергоблока водород поступает в помещения ППБ только за счет организованных и неорганизованных утечек теплоносителя из КМПЦ. При МПА в помещения ППБ поступает водород, накопленный в теплоносителе КМПЦ и в паре БС до аварии. При МПА взрывоопасная концентрация водорода достигается через 2-3 ч с момента развития аварии.
Для обеспечения всех режимов работы системы удаления водорода (СУВ) предусмотрено следующее оборудование: конденсатор (3 шт.), ротационный компрессор (6 шт.), электроподогреватель (3 шт.), контактный аппарат (3 шт.) и влагоотделитель (3 шт.). Все оборудование СУВ разделено на три подсистемы. Оборудование каждой подсистемы расположено в отдельном боксе, отсечная арматура расположена в арматурном боксе.
На номинальном режиме работы энергоблока скорость поступления водорода в помещения ППБ составляет 2-10-3 м /ч . Работают любые две подсистемы. Одна обслуживает боксы НВК, другая - ППБ. Паровоздушная смесь поступает в электроподогреватель, где нагревается до температуры 423-433 К для обеспечения начала реакции гидрирования в дожигателе, а затем через конденсатор и влагоотделитель посредством газодувок направляется в вентсистему с двойной очисткой и сбрасывается в венттрубу. Чтобы исключить образование в конденсаторе гремучей смеси в результате конденсации пара, организован подсос воздуха через регулирующий вентиль, сблокированный с газоанализатором.                                                                .
В режиме отвода протечек через неплотности закрытых ПК скорость поступления водорода составляет 0,12м3/ч. В режиме МПА скорость накопления водорода - 1,6 м3/ч, а величина отсоса - 800 м3/ч . При достижении 2% по объему содержания водорода в ППБ СУВ переходит на послеаварийный режим работы. Включение системы в работу производится оператором. Расчетное время достижения 2%-ного содержания водорода составляет 2-3 ч с момента начала аварии. В случае необходимости СУВ может быть задействована ранее. Сброс газовоздушной смеси (ГВС) после газодувок осуществляется через У ПАК в количестве 720м3/ч. При необходимости можно осуществить усиленный отсос ГВС из любого помещения СЛА включением резервной подсистемы СУВ или резервными газодувками.
Расход через СУВ до 1600м3/ч позволяет устранить конденсацию паров воды на холодных поверхностях труб СУЗ (338 К) при суммарных протечках теплоносителя в количестве 800 кг/ч. При повышении температуры холодных поверхностей труб СУЗ до 353 К с помощью СУВ устраняется конденсация паров воды при суммарных протечках 1500-1700 кг/ч.
Оборудование и трубопроводы СУВ подвергаются технологическому освидетельствованию до пуска в работу и периодически в процессе эксплуатации. Объем и периодичность ТО, испытаний и ремонта СУВ ЭБ с РБМК-1000 (включая систему контроля концентрации водорода) приведены в табл. 23.7.
Проверка действия автоматики на отключение газодувок и закрытие отсечной арматуры системы удаления водорода путем имитации сигнала проектной аварии совмещается с комплексным опробованием САОР, а также с проведением испытаний герметичных помещений на плотность методом наддува.
Условия вывода из работы СУВ из герметичных помещений (включая систему контроля концентрации водорода):

  1. к моменту начала извлечения стержней СУЗ для вывода ядерного реактора в критическое состояние СУВ должна быть исправной;
  2. допускается работа энергоблока на любом уровне мощности при отказе или выводе из работы одной из трех подсистем СУВ на время ремонта;
  3. вывод из работы более одной подсистемы СУВ и системы в целом допускается только на заглушенном и расхоложенном ядерном реакторе при атмосферном давлении в БС и при обеспечении герметичных помещений достаточной ремонтной вентиляцией.


 
« 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.