- •1Энергетический блок как единый объект эксплуатации
- •2.1. Характерные режимы эксплуатации аэс
- •2.1.1 Нормальный режим работы аэс
- •2.1.2 Нештатные режимы аэс
- •2.1.3 Аварийные режимы
- •2.2. Взаимосвязь технологических процессов эксплуатации элементов энергоблока
- •2.3 Внешние и внутренние технологические параметры эб аэс
- •2.4 Программы регулирования эб аэс
- •2.5 Способы управления эб аэс
- •2.6. Работоспособность аэс
- •2.7. Оценка надежности ядерного эб
- •4. Режимы пуска и останова энергоблоков
- •4.1 Общие положения.
- •4.2 Физический пуск реактора
- •Назначение физического пуска.
- •4.3 Энергетический пуск реактора
- •4.4 Останов и расхолаживание ректора
- •Пуск и останов яппу с ввэр
- •4.5.1 Этапы пуска
- •4.5.2 Пусковая схема Яппу с ввэр.
- •4.5.3 Технология пуска яппу с ввэр
- •4.5.4 Режимы нормального останова и расхолаживания яппу
- •1 Останов
- •2 Расхолаживание
- •4.6 Особенности пуска и останова яппу с рбмк
- •4.6.1 Первый пуск и пуск после длит-го простоя(более 3-х сут.)
- •4.6.2 Пуск рбмк после кратковрем-го простоя (не более 3 сут.)
- •4.6.3 Останов яппу с рбмк
- •Особенности пуска и останова яппу с бн
- •Пуск и останов пту
- •4.8.1 Общие положения
- •4.8.2 Тепловое состояние пту
- •4,8,3 Пусковые программы (алгоритмы) пту ас.
- •4,8,4 Подготовка к пуска пту.
- •4,8,5 Пуск пту из холодного состояния.
- •4,8,6 Пуск пту из неостывшего и горячего состояния.
- •4,8,7, Останов и расхолаживание турбин.
- •6. Маневренность эб аэс
- •6.1. Основные понятия
- •6.2. Требования к маневренности эб аэс
- •6.2.1. Требования к маневренности для режима нормальной эксплуатации эс (1-я группа требований)
- •6.2.2. Требования для аварийных и нестационарных режимов работы эс (2-я группа требований)
- •6.3. Основные факторы, лимитирующие маневренность эб аэс.
- •6.3.1 Нестационарное отравление реактора Хе135.
- •6.3.2. Ввод положительной реактивности.
- •6.3.3 Твэл.
- •6.3.4. Системы регулирования эб аэс.
- •6.3.5 Термические напряжения в элементах конструкций эб Аварийные режимы эб ас.
- •7.1 Аварийные ситуации и аварийные режимы.
- •7.2 Причины авар. Ситуаций режимов.
- •7.3 Системы аварийной защиты эб ас.
- •7.3.1 Аз для ввэр
- •7.3.2. Аз для рбмк.
- •7.4 Системы обеспечения безопасности(соб) аэс
- •7.5 Аз турбин.
- •7.6 Технологические защиты и блокировки э/бл аэс
- •Глава 8 органзация эксплуатации аэс
- •8.1 Основные принципы организации эксплуатации аэс
- •8.2. Организационная структура эксплуатации аэс.
- •8.3. Подготовка и повышение квалификаций эксплуатационного персонала аэс.
- •8.3.1. Система подготовки эксплуатационного персонала аэс.
- •8.3.2. Тренажерная подготовка всего опер персонала.
- •8.4. Роль эксплуатационного персонала и автоматики в безопасности аэс.
- •8.5. Организация учета и контроля основных технико-экономических показателей работы аэс.
4.6.2 Пуск рбмк после кратковрем-го простоя (не более 3 сут.)
При остановах на короткое время (как правило под действием технологических защит) не происходит расхолаживание ЯППУ. И после физ пуска реактора. В таких условиях после устранения неполадок производят энергетический пуск и вывод на мощность.
Но специфической особенностью пуска РБМК после кратковременного простоя является нестационарное ксеноновое отравление. Для его продления необходим определенный запас реактивности (~2.5%) для РБМК наложен запрет на пуск в течении суток после аварийного останова, если длительность останова более 1 часа, т.к. реактор попадает в йодную яму в течении этого времени. Это регламентировано после чернобыля, т.к. постепенные действия персонала при ограниченном запасе реактивности может привести к аварии.
Принципиальных отличий в пусковых операциях после кратковременного простоя и длительного – нет. Единственное – температура увеличивается в 2 раза при кратковременном простое.
4.6.3 Останов яппу с рбмк
ЭБ с РБМК одноконтурные. Поэтому давление генерированного пара непосредственно влияет на НФХ АЗ реактора, в частности, вызывая изменение реактивности.
Нормальную разгрузку ЭБ с РБМК, вплоть до выхода на ХХ, ведут при постоянном давлении БС. Скорость уменьшения тепловой мощности реактора при этом ограничивается допустимой скоростью разгрузки турбин до 80 кВт/с. После уменьшения мощности до уровня нагрузки СН отключают генераторы от сети и электропитание всего оборудования. ЭБ переводят на пуско- резервные температуры. После этого реактор заглушают, вводя в АЗ все стержни СУЗ. Отвод теплоты от АЗ и расхолаживание КМПЦ производят, обеспечивая надежную циркуляцию тн по всем ТК. При этом образуется пар, который сбрасывается через БРУ-К или БРУ-Б.
Допустимая скорость уменьшения температуры тн 10 С/час. Поочередно отключают ГЦН. Затем циркуляция организуется с помощью спец насосов расхолаживания. При достижении температуры 100С (в КМПЦ) дальнейшее расхолаживание проводят при естественной циркуляции. ЯППУ считается расхоложенной при достижении температуры 70-80С.
Особенности пуска и останова яппу с бн
Тепловая схема БН-600 3-х контурная. В первых 2-х контурах – жидкий натрий, 3-й контур – пароводяной.
Особенности пуска связаны с использованием расплавленного Na, tпл=98С. Это значение больше температуры наружного воздуха. Поэтому заполнение жидкого Ме и разогрев контура при этом должен быть исключен контакт Na с воздухом. Для этого заполнение натрием контуров реализуется в среде инертного газа (аргон).
Разогрев оборудования и трубопроводов большинства систем производят электрообогревом со скоростью 5-30 С/час. Первый контур разогревают циркуляцией горячего газа аргона до 200С в течении 2 недель.
Натрий поставляют на АЭС в твердом состоянии в специальных цистернах. Исключение контакта воздуха обеспечивается за счет заполнения аргоном. После расплавления в цистернах натрий перекачивают в спец баки для хранения. Далее натрий проходит спец очистку до реакторной чистоты. При всех операциях натрий перекачивают спец электромагнитными насосами.
При заполнении натриевых контуров третий контур водой не заполнен. Это обеспечивает более надежную наладку 1-х двух контуров, не опасаясь контакта с водой.
Герметичность натриевых систем проводят при глубоком вакууме с помощью гелиевых течеискателях. После заполнения контуров жидким натрием проводят натриевые промывки за счет прокачки натрия с t=380С. Далее проводят гидравлические испытания при Р> на 15-20% расчетных. После разогрева и заполнении контуров используются и налаживаются все системы и оборудование. После этого реактор выводится на МКУ, проводятся физические эксперименты, далее реактор выводится на мощность и идет подготовка к пуску и пуск ПТУ.
Особенности останова ЯППУ с БН определяются свойствами натриевого т/н. При t<98C создается опасность затвердевания натриевого оборудования. Поэтому в процессе останова, а также в режимах простоя в результате находится система обогрева первых двух контуров. Чтобы предотвратить контакт натрия с воздухом перегрузку ТВС производят без вскрытия реактора. Ремонтные работы проводят с использованием технологии шлюзования, которая исключает прямой контакт с воздухом.