- •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.
7.3 Системы аварийной защиты эб ас.
В целях обеспечения безопасности АЭС при отклонении тех или иных параметров за допустимые пределы ЭБ имеют быстродействующие системы АЗ. Они в зависимости от аварийной ситуации либо снижают мощность ЭБ до безопасного уровня, либо экстренно останавливают его.
Системы АЗ полностью независимы от штатных САР в нормальных режимах. Среди комплекса систем АЗ особое положение занимает АЗ реактора. Воздействуя на реактивность она обеспечивает экстренную разгрузку или останов реактора, а так же обеспечивает поддержание остановленного реактора в надежном подкритическом состоянии, с учётом различных эффектов реактивности.
Для предупреждения ложных срабатываний АЗ их сигналы формируются по принципу 2 из 3х. Обычно предусматривают не меньше 2х независимых систем воздействия на реактивность. Причем любая из них не зависимо от др. обеспечивает выполнение предъявляемых требований.
В зависимости от характера отклонений от нормального режима предусматривается разные ступени АЗ с разной эффективностью воздействующей на стержни поглотителей СУЗ.
7.3.1 Аз для ввэр
ВВЭР имеют 4ре ступени АЗ, причём самую высокую эффективность обеспечивает АЗ-1. При срабатывании АЗ-1 по любому фактору автоматически запускается дизель-генераторы и все оборудование обеспечивающее надежное электро снабжение СН для охлаждения АЗ реактора.
Все АЗ ВВЭР условно делятся на 2е группы.
С нормальной скоростью перемещения органов СУЗ 2см/сек (АЗ-3, АЗ-4)
АЗ-1, АЗ-2 с максимальной скоростью перемещения (20 см/сек)
В этих группах АЗ-4 и АЗ-2 являются предупредительными перед срабатыванием основных защит АЗ-1, АЗ-3.
Установки срабатывания АЗ разделяются на предупредительные и аварийные. При достижении предупредительных значений ТП (технологических параметров) производится ограничение мощности реактора или её медленное снижение. Если аварийные сигналы не снимаются за установленное время то происходит последовательное перерастание АЗ-4 в АЗ-3, АЗ-3 в АЗ-2 и в АЗ-1.
В отличие от АЗ-1 при исчезновении сигналов АЗ-3 и АЗ-2 действие защиты на снижение мощности прекращается.
7.3.2. Аз для рбмк.
Они имеют 5ть основных ступеней АЗ и дополнительную локальную АЗ (ЛАЗ). ВВ отличие от ВВЭР наибольшую эффективность обеспечивает АЗ-5. Достигается это введением в АЗ всех стержней (РР, АР, АЗ). Время полного ввода стержней при АЗ-5 до 2.5 сек. Другие ступени защиты АЗ-1 – АЗ-4 обеспечивают управляемое аварийное снижение мощности с обеспечением устойчивого работы ЭБ в после аварийном режиме.
Характерной особенностью РБМК это опасность перекосов нейтронного поля по АЗ. Для стабилизации энерговыделений по объему предназначена система ЛАР (локального автоматического регулирования) и в ней для защиты от локальных превышений энерговыделения предусмотрена система ЛАЗ. При появлении аварийного сигнала система ЛАЗ вводит в соответствующую область АЗ стержни ЛАЗ снижая мощность в этой области и воздействуя на задатчик мощности понижая и интегральную мощность реактора.
7.3.3. АЗ для БН
На характер развития аварийных режимов в реакторах БН существенное влияние оказывает их специфические особенности.
Относительно высокие удельные энерговыделения и быстрое повышение температуры т/н ТВЭЛов при нарушении циркуляции Na в реакторе. Рост температуры до 100^C в сек => возникает опасность расплавления АЗ.
Высокие остаточные выделения после останова реатора.
В аварийных режимах с расплавлением АЗ возможно образование вторичной критической массы расплавленного топлива истекающего вниз.
Малая доля запаздывающих нейтронов.
Наличие положительного пустотного коэффициента реактивности и слабовыраженные мощностные и температурные эффекты реактивности. При этом наиболее опасным являются аварийные ситуации связанные с быстрым изменением реактивности.
Высокая пожароопасность Na , его активное взаимодействие с H2O и воздухом.
В связи с выше изложенным главной задачей обеспечения безопасности реакторов БН это исключение даже кратковременных перерывов а циркуляции т/н и иных нарушений в охлаждении ТВЭЛов.
