- •На вопросы Государственных Экзаменов
- •«Ядерные реакторы» (общий раздел)
- •«Аэс» (общий раздел)
- •«Эксплуатация аэс» (специальный раздел)
- •«Ядерные реакторы» (общий раздел)
- •Определение энергетического ядерного реактора. Классификация ядерных реакторов.
- •Критическое, надкритическое, подкритическое состояния реактора. Критическая масса.
- •Уравнение баланса тепловых нейтронов. Эффективный коэффициент размножения нейтронов.
- •Виды ядерных реакций. Сечения реакций. Микроскопические и макроскопические сечения. Физический смысл. Зависимость сечений от энергии.
- •Типичная зависимость сечений деления от энергии
- •Разделение нейтронов по энергиям. Понятие об энергетическом спектре нейтронов в реакторе.
- •Замедлители. Требования, предъявляемые к замедлителю. Замедляющая способность. Коэффициент замедления. Характеристики замедлителей.
- •Зависимость размножающих свойств реактора от замедлитель-уранового отношения.
- •Управление ядерным реактором. Понятие реактивности. Поведение реактора при скачке реактивности. Понятие о мгновенной критичности реактора.
- •Понятие реактивности
- •Период реактора. Зависимость периода реактора от времени жизни поколения нейтронов.
- •Запаздывающие нейтроны, их предшественники. Доля и среднее время жизни запаздывающих нейтронов.
- •Требования к материалам, используемым в органах управления и защиты реактора.
- •Бор и его характеристики как поглотителя в сравнении с другими материалами.
- •Выгорание ядерного топлива. Глубина выгорания. Запас реактивности на выгорание топлива.
- •Выгорающие поглощающие элементы.
- •Кампания реактора. Шлакование и отравление реактора.
- •Зависимость относительной концентрации Xe135 после останова реактора от времени.
- •Зависимость от времени отрицательной реактивности, обусловленной 149Sm, во время работы реактора, его остановки и последующего пуска.
- •Воспроизводство ядерного топлива. Понятие о коэффициенте воспроизводства и времени удвоения.
- •Требования к конструкции активной зоны и ее характеристики.
- •Топливные материалы. Требования, предъявляемые к топливным материалам.
- •Конструкционные материалы ядерного реактора. Основные требования, предъявляемые к конструкционным материалам.
- •Действие реакторных излучений на топливо и конструкционные материалы.
- •Физические особенности реактора ввэр.
- •Физические особенности реактора рбмк; изменения, внесенные после Чернобыльской аварии.
- •20. Более подробно, модернизация суз и эффекты реактивности
- •Исходная конструкция суз рбмк была неудачной в части стержней рр.
- •Физические характеристики рбмк до 1986
- •Мероприятия по повышению безопасности ру рбмк (1 блока лаэс)
- •Некоторые физические и динамические характеристики a3 ру рбмк (после реконструкции)
- •Физические характеристики реактора рбмк до установки кро
- •Физические характеристики реактора после установки 25 кро
- •Реактор на быстрых нейтронах. Физические особенности реакторов на быстрых нейтронах. Роль быстрых реакторов в атомной энергетике.
- •Цели и принципы обеспечения безопасности аэс; главные функции безопасности.
- •Фундаментальные принципы.
- •Отказы по общим причинам.
- •Стратегия глубокоэшелонированной защиты.
- •Принципы обеспечения надежности систем безопасности.
- •Классификация систем безопасности
- •Принцип единичного отказа, его применение при проектировании и эксплуатации аэс.
- •Вероятностный анализ безопасности, основные положения.
- •Культура безопасности.
- •Основные вопросы культуры безопасности
- •1)Приверженность
- •2)Использование процедур
- •3)Принятие консервативных решений
- •4)Культура отчётности
- •5)Борьба с небезопасными действиями и условиями
- •6)Познавательная организация
- •7)Фундаментальные вопросы (информация, чёткие приоритеты и организация)
- •Реакторная установка ввэр-1000. Состав, схема, технические характеристики.
- •Реакторная установка ввэр-1000.
- •Реакторная установка рбмк-1000. Состав, схема, технические характеристики ру. Реактор рбмк (см рисунок ↓)
- •Принципиальная схема энергоблока
- •Упрощенная тепловая схема установки рбмк-1000 Обозначения:
- •«Аэс» (общий раздел)
- •Начальные параметры рабочего тела одноконтурной яэу с реакторами рбмк.
- •Начальные параметры рабочего тела двухконтурной яэу с реакторами типа ввэр.
- •Начальные параметры трехконтурной яэу с реактором бн-600.
- •Выбор и обоснование конечных параметров.
- •Система компенсации давления ру ввэр-1000; назначение, состав, принцип работы.
- •Система подпитки-продувки ру ввэр-1000; назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного охлаждения активной зоны ввэр-1000 – пассивная часть. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного и планового расхолаживания ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийного ввода бора ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Спринклерная система ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система аварийной питательной воды парогенераторов блока ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Система продувки и дренажей парогенератора ввэр-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Паропроводы острого пара двухконтурной яэу и защита пг и второго контура от превышения давления.
- •Защитные устройства
- •Газовый контур рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы
- •Система продувки и расхолаживания рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы.
- •Связь сПиР с кмпц рбмк-1000
- •Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000. Назначение, состав, принцип работы Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000 I поколения (саор I).
- •Система аварийного охлаждения реактора рбмк-1000 II поколения (саор II).
- •Системы локализации аварий рбмк-1000 II поколения (сла II).
- •1. Разрыв в помещении нижних водяных коммуникаций.
- •2. Авария а помещениях ппб.
- •3. Аварии с разрывом трубопроводов в помещениях бс.
- •Конденсационная установка. Назначение, состав и принципиальная схема
- •Необходимость отсоса неконденсирующихся газов из конденсатора.
- •Назначение и схема включения основных и пусковых эжекторов
- •Система технического водоснабжения. Типы систем технического водоснабжения. Основные потребители технической воды.
- •Влияние температуры охлаждающей воды и кратности охлаждения на давление в конденсаторе
- •Включение конденсатных насосов и боу в схему яэу. Конденсатные насосы и боу ввэр
- •Конденсатоочистка рбмк-1000. Блочная очистная установка рбмк-1000 (боу). Конденсатные насосы рбмк-1000. Cхема включения.
- •Система основного конденсата. Схемы слива конденсата греющего пара, их сравнение между собой.
- •Схемы слива конденсата греющего пара
- •Деаэратор, назначение, типы деаэраторов, принцип термической деаэрации. Схема обвязки деаэратора.
- •Назначение деаэрационной установки.
- •Способы деаэрации воды и конструктивное выполнение деаэраторов.
- •Конструкция деаэрационой колоны (рбмк).
- •Описание процесса деаэрации.
- •Система питательной воды на примере ру ввэр-1000.
- •Испарители в схемах аэс. Испаритель высокоминерализованных вод
- •Испаритель рбмк-1000 (2шт. Параллельно).
- •Системы вентиляции аэс. Задачи, принципы проектирования. Системы вентиляции
- •Требования к cпецвентиляции
- •Основные правила проектирования спецвентиляции
- •Особенности вентиляции гермообъемов
- •Система вытяжной вентиляции го
- •Упрощенная схема системы вытяжной вентиляции
- •Обращение с газообразными радиоактивными отходами, получающимися в результате технологических сдувок.
- •Контролируемый уровень выбросов в атмосферу за сутки гБк (Ku)
- •Теплоносители, их свойства, требования к ним.
- •Вода (h2o, d2o)
- •Газообразные теплоносители
- •Жидкие металлы
- •Органические соединения
- •Обращение с жидкими радиоактивными отходами.
- •Принципы обращения с жро
- •Системы для обращения с жро
- •Обращение с жро
- •Переработка органических жидкостей
- •«Эксплуатация аэс» (специальный раздел)
- •1. Государственное регулирование безопасности аэс при эксплуатации.
- •3) Надзор
- •Эксплуатирующая организация, ее функции, права, ответственность.
- •Ответственность и обязанности эксплуатирующей организации по обеспечению безопасности ядерной установки, радиационного источника и пункта хранения.
- •Обязанности эксплуатирующей организации по защите объектов использования атомной энергии, населения и окружающей среды при аварии на ядерной установке, на радиационном источнике или в пункте хранения.
- •Порядок подготовки оперативного персонала к самостоятельной работе. Способы и сроки проверки знаний и навыков оперативного персонала аэс.
- •Проектные пределы и условия, их роль при эксплуатации аэс.
- •Статические характеристики энергоблоков с реакторами ввэр, рбмк и бн.
- •Статические характеристики блоков рбмк.
- •Для реакторов типа ввэр могут использоваться следующие виды статических характеристик регулирования:
- •Статические характеристики бн
- •Автоматическое регулирование мощности энергоблоков типа ввэр в зависимости от режима его работы в энергосистеме.
- •Необходимость и порядок определения тепловой мощности реактора и кпд энергоблока
- •Тепломеханические напряжения, их природа и влияние на эксплуатационные режимы.
- •Зависимость температурных напряжений внутренней поверхности стенки от времени
- •Влияние на эксплуатационные режимы процессов, связанных с ксеноновым отравлением, ксеноновые колебания.
- •Зависимость относительной концентрации Xe135 после останова реактора от времени.
- •Изменение концентрации Xe135 в переходных режимах реактора.
- •10. Процессы в твэлах и их влияние на эксплуатационные режимы.
- •11. Закономерности изменения нейтронного потока (мощности) при выводе реактора из подкритического состояния. Меры безопасности, предписываемые нормативными документами.
- •Меры безопасности, предписываемые нормативными документами.
- •12. Подготовка к пуску и пуск турбогенератора.
- •1 Этап. Подготовка к пуску (после ремонта)
- •2. При толчке и развороте тг:
- •3. Перед синхронизацией:
- •3. Нагружение турбогенератора:
- •13. Пуск энергоблока типа ввэр после перегрузки. Основное содержание этапов пуска блока ввэр-1000
- •14. Вывод реактора типа ввэр из подкритического состояния
- •15. Пуск энергоблока типа рбмк после капитального ремонта
- •Основное содержание этапов пуска блока с реактором рбмк.
- •16. Градуировка стержней суз.
- •Методы калибровки
- •Построение дифференциальной и интегральной характеристик
- •17. Останов энергоблока типа ввэр-1000 на перегрузку
- •4. В работе 1 канал системы расхолаживания 1 контура.
- •5. В пг уровень воды – 3700 мм.
- •18. Состав и условия работы энергосистем и требования с их стороны к маневренным характеристикам аэс, с чем связаны эти требования.
- •Участие аэс в покрытии графиков электрических нагрузок
- •19. Маневренные характеристики энергоблоков с реакторами разного типа.
- •20. Перегрузка реакторов типа ввэр (технология, механизмы, безопасность)
- •Перегрузочная машина ввэр
- •Работа перегрузочной машины.
- •21. Перегрузка реакторов типа рбмк (технология, механизмы, безопасность)
- •22. Перегрузка реакторов типа бн (технология, механизмы, безопасность)
- •Вопросы безопасности.
- •23. Требования к водно-химическому режиму контуров аэс ввэр и рбмк. Влияние вхр на условия эксплуатации. Чем определяется различие вхр ввэр и рбмк.
- •Нормы качества теплоносителя при работе реактора на энергетических уровнях мощности
- •Нормы качества теплоносителя первого контура и воды бассейнов выдержки и перегрузки топлива при нахождении энергоблока в
- •Водно-химический режим рбмк.
- •Водно-химический режим рбмк.
- •24. Пуско-наладочные работы на первом контуре блока типа ввэр (требования к готовности к моменту начала работы, этапы работы, критерии завершения). Требования к готовности реакторной установки
- •Этапы пнр
- •25. Физический пуск реактора, его задачи. Порядок набора критмассы, организационные и технические меры безопасности.
- •Определение критической загрузки
- •Для проведения физпуска должна быть подготовлена следующая документация:
- •26. Эффекты реактивности и их измерения при физпуске и энергопуске реактора ввэр. Определение температурного и мощностного эффектов и коэффициентов реактивности
- •27. Энергопуск блока: цель, разделение на подэтапы, основные испытания и исследования, обеспечение безопасности.
- •Освоение мощности энергоблока
- •28. Технико-экономические показатели, характеризующие качество эксплуатации энергоблока. Пути повышения технико-экономических показателей аэс при эксплуатации.
- •29. Режимы аэс, связанные с нарушениями нормальной эксплуатации: причины нарушений, их классификация, требования к режимам, реализующимся с большой вероятностью (ожидаемым при эксплуатации).
- •Сброс нагрузки одним или двумя турбогенераторами. Общие положения
- •Общая характеристика переходного процесса
- •Отключение одной турбины
- •Сброс нагрузки двумя турбинами
- •Разрыв паропровода.
- •1) Процесс при разрыве паропровода одного пг
- •2) Процесс при разрыве главного парового коллектора
- •30. Общие принципы обращения с радиоактивными отходами на аэс. Обращение с твердыми радиоактивными отходами аэс.
- •Твёрдые радиоактивные отходы
15. Пуск энергоблока типа рбмк после капитального ремонта
В таком состоянии блок находится после планово-предупредительного ремонта или длительной стоянки по другим причинам.
Исходное состояние:
Реактор заглушен, все стержни РР, АР и УСП введены в зону, стержни быстрой аварийной защиты (БАЗ) - взведены. Произведена частичная перегрузка топливных сборок (ТВС).
В контуре КМПЦ – естественная циркуляция теплоносителя, ГЦН остановлены, задвижки на их всасе и напоре, а также регулирующий клапан на напоре открыты. Открыты также задвижки на перемычке, связывающей напорный и всасывающий коллектора ГЦН. Температура теплоносителя – 70-80С, температура графитовой кладки – не более 100 С. Давление в контуре – атмосферное, выше уровня воды в барабанах-сепараторах находится воздух (открыты дренажи на паропроводах или другие вентили в машинном зале). Вспомогательные системы РУ отключены за исключением системы продувки и расхолаживания (СПИР), которая обеспечивает отвод остаточных тепловыделений.
Турбины холодные, все их вспомогательные системы отключены.
Электроснабжение блока осуществляется от энергосистемы через пускорезервные трансформаторы.
Основное содержание этапов пуска блока с реактором рбмк.
Этап 1. Проверка завершения ремонтных и перегрузочных работ, приведение систем и оборудования блока в предпусковое состояние, включение в работу обслуживающих, обеспечивающих и части вспомогательных технологических систем, а также систем безопасности.
Этап 2. Разогрев контура МПЦ до 120-130С за счет работы ГЦН, проверка и настройка расходов через технологические каналы.
Этап 3. Вывод реактора из подкритического состояния на установленный минимальный уровень мощности (не более 5% от Nном, т.е. не более 160 МВт тепл.).
Этап 4. Разогрев реактора и КМПЦ до номинальных рабочих параметров за счет тепла реакции деления и работы ГЦН; подъем мощности для пуска турбины.
Этап 5. Пуск 1-го турбогенератора с подъемом мощности реактора до 700 МВт(т).
Этап 6. Постепенный ступенчатый подъем мощности блока до заданной, в пределе – до номинальной.
1-ый этап пуска блока
На этом этапе выполняются как одинаковые для блоков любого типа организационные и технические мероприятия, обеспечивающие качественную подготовку к пуску и безопасное его проведение, так и работы, характерные именно для блока РБМК-1000 и связанные с его технологическими особенностями.
Общая постановка в таких случаях, сводится к следующему:
к моменту пуска блока должны быть в работе или в режиме ожидания все системы, обеспечивающие работоспособность оборудования и безопасность эксплуатации блока, но могут быть не готовы в полной мере элементы технологической схемы, отсутствие которых приводит к ограничению мощности и/или потере экономичности, но не влияющие на безопасность;
в случае пуска блока с неполным набором основного оборудования он должен оказаться в режиме, предусмотренном проектом и эксплуатационным регламентом.
Основные направления работ на этапе подготовки блока к пуску после ППР и перегрузки:
Проверка завершения ремонтных работ на всех системах и оборудовании блока, герметизация контура МПЦ, дозаполнение его теплоносителем и проверка на плотность.
Проверка завершения перегрузочных операций и состояния активной зоны. Перевод узлов и устройств реактора из перегрузочного в рабочее состояние.
Проверка и ввод в эксплуатационный режим обслуживающих и обеспечивающих систем блока, таких как системы вентиляции, технического водоснабжения, электроснабжения (включая системы надежного и бесперебойного питания), рабочего и аварийного освещения, поисковой и оперативной связи, технологического и дозиметрического контроля, и т.д.
Ввод в эксплуатационный режим вспомогательных технологических систем, обеспечивающих эксплуатацию реактора и оборудования контура МПЦ и требуемый водно-химический режим последнего.
Проверка исправности и готовности к работе системы регулирования расходов через технологические каналы реактора и контроля этих расходов.
Проверка и ввод в эксплуатационный режим (в режим ожидания) систем и устройств безопасности.
Проверка и при необходимости выставка уставок технологических защит, блокировок, сигнализации и автоматики.
Отсюда видим, что объем работ, выполняемых на 1-ом этапе, очень широк. Подготовительные операции ведутся персоналом разных цехов параллельно на различных системах и оборудовании. В этих условиях очень важно не упускать из виду взаимосвязи между этими работами, то, что допустимость начала какой-то очередной операции определяется успешным завершением другой или других. Кроме того, этап подготовки занимает не одну смену, а исполнители меняются. Поэтому, чтобы обеспечить контроль за правильным порядком и полнотой выполнения операций по подготовке той или иной системы или оборудования, а также персональную ответственность исполнителей, используются т.н. «бланки переключений». В типовом бланке переключений последовательно перечислены все операции, которые должны быть выполнены. После завершения того или иного переключения, проверки, испытания, ответственный исполнитель делает отметку в бланке о выполнении операции и расписывается.
Другой момент, на который должно быть обращено внимание, – не все операции могут быть полностью завершены на стадии подготовки блока к пуску. Если это связано с технологическим циклом работ, то соответствующие операции предусматриваются на более поздних стадиях пуска. Если же это связано с задержкой оборудования в ремонте, пуск блока может быть начат, но доведен он может быть только до такой стадии, на которой эта задержка еще не влияет на надежность и безопасность эксплуатации.
В технологическом регламенте по эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК точно сформулированы требования по составу систем и оборудования, ремонт на которых должен быть завершен до начала первых пусковых операций, т.е. до начала разогрева реактора и контура МПЦ.
Соответствующий пункт регламента гласит (излагается с сокращениями):
«До начала разогрева реактора и контура МПЦ должны быть окончены ремонтные работы по следующим системам и оборудованию:
собственно реактору, контуру МПЦ с не менее чем двумя ГЦН в каждой насосной, контуру охлаждения СУЗ, обеспечивающему отвод тепла от собственно каналов СУЗ, камер деления (КД), датчиков контроля энерговыделения (ДКЭ) и отражателя, подсистеме охлаждения и вентиляции каналов БАЗ, СПИР, газовому контуру, контуру охлаждения боковой биологической защиты, САОР;
СУЗ, системам контроля распределения энерговыделения, целостности технологических каналов и герметичности оболочек твэлов;
системе централизованного контроля (Скала) в объеме, обеспечивающем контроль и сигнализацию отклонений параметров на БЩУ и выполнение функции аварийной диагностической регистрации;
паропроводам от барабанов-сепараторов до главных паровых задвижек с системой их дренирования, паросбросным и пароприемным устройствам;
деаэраторам и системе подачи питательной воды в барабаны-сепараторы с не менее чем двумя основными и двумя аварийными питательными насосами;
системе байпасной очистки КМПЦ, установке очистки воды контура СУЗ, конденсатоочистке турбин, химводоочистке, системе пробоотбора и химического контроля;
азотнокислородной станции;
хотя бы одной турбоустановке и вспомогательному оборудованию, обеспечивающему ее работу;
системе технического водоснабжения;
промежуточному контуру реакторного отделения;
системам зоны локализации аварий (герметичные помещения, бассейны-барботеры, отсечная и герметизирующая арматура);
системе удаления водорода;
установке сжигания гремучей смеси;
установке подавления активности газа;
системам вентиляции и радиационного контроля;
системе приема и переработки дебалансных вод;
системе спецканализации;
устройствам технологического контроля, управления и защит указанных выше систем и оборудования;
системе рабочего питания собственных нужд блока;
системе надежного питания собственных нужд блока;
системам пожаротушения.»
Этот перечень наглядно иллюстрирует объем работ на этапе.
Завершение ремонта. Перед началом подготовки блока к пуску по окончании ремонтных работ начальники всех цехов делают записи в оперативном журнале начальника смены блока об окончании ремонта на подведомственном им оборудовании и готовности его к включению в работу и подъему мощности блока (или по крайней мере – к готовности выполнения следующего этапа пуска).
Оперативный персонал смены производит проверку фактического завершения ремонтных работ. Для этого персоналом производится осмотр основного и вспомогательного оборудования реакторной установки, турбогенераторов, других систем и сооружений. Цель осмотра – убедиться в том, что все ремонтные работы закончены, все средства техники безопасности (заземление, защитные кожухи и т.п.) поставлены, теплоизоляция восстановлена, инструменты, запасные части, ограждения убраны, рабочие места находятся в чистом состоянии, приборы технологического контроля установлены на места, подключены и их показания соответствуют состоянию оборудования. По записям в оперативной документации проверяется, что все наряды, по которым проводились ремонтные работы, закрыты.
Технологические помещения с высокотемпературным режимом проверяются на отсутствие сгораемых и взрывоопасных предметов (например, газовых баллонов и т.п.), а также людей. После проверки помещения запираются и пломбируются.
Особое внимание обращается на проверку исправного состояния предохранительных устройств герметичных помещений: вышибных панелей, мембранных клапанов, перепускных обратных клапанов, а также на уплотнение этих помещений, особенно герметичных проходок, дверей, шлюзов и люков.
На основании докладов начальников смен цехов начальник смены блока делает запись в своем оперативном журнале о готовности блока к соответствующему этапу пуска.
Заполнение и проверка герметичности КМПЦ. Контур МПЦ при ремонтах не опоражнивается полностью, так как он обеспечивает отвод тепла от активной зоны. В случае, если по условиям ремонта необходимо было слить теплоноситель из какого-то участка контура или понизить уровень воды в барабанах-сепараторах (БС), в процессе подготовки блока к пуску соответствующий участок заполняется водой, а общий уровень в барабанах поднимается до отметки примерно на 200-300 мм ниже нормального рабочего значения. Такой уровень обеспечивает нормальную работу насосов КМПЦ, а в дальнейшем при разогреве контура уровень воды поднимется до рабочих значений (и даже придется удалять избыток воды). Заполнение осуществляется аварийными питательными насосами из деаэраторов. Качество воды, подаваемой в БС, должно соответствовать установленным нормам.
Проверка плотности контура МПЦ, если он разуплотнялся во время остановки, производится рабочим давлением при температуре 70-80С. Если перед началом пусковых операций температура контура ниже, эта проверка производится после соответствующего разогрева КМПЦ (на этапе 2).
Завершение перегрузочных работ. После окончания операций по перегрузке ТВС или других компонентов активной зоны, если они проводились в период останова блока, проверяется соответствие загрузки технологических каналов (ТК) картограмме, а также уплотнение пробок ТК, на которых производились работы.
Проверяется также состояние органов СУЗ, их положение в зоне. Нормальное положение их следующее: стержни БАЗ взведены, укороченные стержни подняты до верхних концевиков, а остальные опущены до нижних концевиков. Если по каким-либо причинам положение органов отличается от указанного, при подготовке стержни переводятся в него. Наконец, в случае, если проводились ремонт или замена сервопривода или стержня СУЗ, проверяется работа этого стержня перемещением его на полный двойной ход (подъем от нижнего концевика до верхнего и опускание обратно) с измерением скорости перемещения.
Проверка системы регулирования и контроля расходов через технологические каналы реактора. Поскольку гарантированный расход теплоносителя через каждый технологический канал (ТК) является основой обеспечения безопасности реактора РБМК, проверке исправности и готовности к работе указанной системы уделяется большое внимание. Перед пуском проверяется исправность и готовность как механической системы регулирования расходов через ТК, так и измерительной части.
Проверки начинаются с контроля надежности соединения приводов запорно-регулирующих клапанов (ЗРК) каждого канала с самим вентилем, особое внимание уделяется клапанам, выводившимся в ремонт, и соседним с ними. Затем проверяется величина и плавность хода клапана, правильность установки «нулей» указателей положения, и, наконец, правильность установки ограничителей хода ЗРК, соответствие их картограмме загрузки зоны. Ограничитель хода ЗРК должен исключать возможность полного закрытия клапана, для чего обеспечивать недоход клапана до полностью закрытого положения для ТК с ТВС на 3 мм, а для ТК с дополнительными поглотителями (ДП) и незагруженных ТК (т.н. столбов воды (СВ)) – на 2 мм. Ограничители также препятствуют слишком большому открытию клапанов ТК, в которых отсутствуют ТВС, – величина максимального открытия ЗРК для ДП и СВ должна быть не более 9 мм. Неисправности устраняются.
Пуск реактора с заклиненными ЗРК или при нарушении установленных пределов их хода запрещается. После проверки выставляется исходная степень открытия ЗРК в соответствии с картограммой загрузки активной зоны, т.е. в соответствии с ожидаемой мощностью, которая будет выделяться в ТК.
В связи с ответственностью операций по проверке ЗРК их выполнение поручается обычно (это определяется в регламенте) начальнику смены реакторного цеха, по результатам проверки составляется акт.
Одновременно проверяется окончание ремонтных работ на измерительной части системы контроля расхода через ТК (датчики, кабельные линии и т.д.), проверяется исправность и при необходимости устраняются дефекты, проверяется соответствие отличительной маркировки ячеек на мнемотабло типу загрузки ТК (ТВС, ДП. СВ), выставляются уставки сигнализации о повышении (ПРВ) или снижении (СРВ) расхода воды через ТК. Одним из способов проверки является распечатка расходов через ТК (при неработающих насосах), что позволяет выделить расходомеры, дающие ложные показания.
Дальнейшая проверка системы регулирования и контроля расходов через ТК проводится после включения ГЦН (на втором этапе пуска блока).
Ввод в работу вспомогательных технологических систем. Реакторная установка РБМК обслуживается рядом вспомогательных технологических систем, описанных в [1, 11, 22]. Некоторые из них аналогичны системам ВВЭР, например, промконтур, пуск которого описан в части 2 пособия, другие характерны именно для РБМК. Из таких систем, непосредственно относящихся к РУ и вводимых в работу на первом этапе, отметим две.
Система КОСУЗ (контур охлаждения СУЗ) является автономным от КМПЦ замкнутым контуром циркуляции (рис. 2) и обеспечивает охлаждение каналов СУЗ, а также камер деления, датчиков контроля энерговыделения и графитового отражателя. При работе установки на мощности два работающих насоса системы обеспечивают общий расход воды в контуре 1160-1220 м3/час, а также расход через каждый канал СУЗ, КД или ДКЭ – 4 м3/час и канал отражателя – 1,5-2 м3час. Два других насоса – резервный и аварийный (подключенный к cистеме надежного электроснабжения) – готовы к включению.
Работа КОСУЗ обеспечивает надежность срабатывания органов защиты реактора, поэтому проектом предусмотрен контроль за технологическими параметрами (уровни в баках, общий и поканальный расходы, давление в раздающем коллекторе, температуры на выходе каналов), а при недопустимых отклонениях их предусмотрена выдача сигналов в схему АЗ-1 или сброс защиты оператором.
Естественно, что при подготовке системы к работе исправность и положение арматуры, определяющей расходы по различным каналам, работоспособность и исправность расходомеров, уставки и схемы защит и блокировок должны быть проверены.
Заполнение КОСУЗ, если система опорожнялась в период остановки блока на ремонт, производится турбинным конденсатом или химически очищенной водой, качество которой должно соответствовать установленным требованиям. Вода на заполнение подается в аварийный бак и оттуда самотеком распределяется по трубопроводам. Ограничение: вода в каналы, находящиеся в графитовой кладке, может подаваться, если температура последней превышает 100С.
После заполнения КОСУЗ включается по штатной схеме, устанавливаются номинальные уровни в баках, требуемые расходы по каналам и в контуре в целом. Перед выводом реактора в критическое состояние контур должен проработать не менее 5 часов для удаления («вымывания») воздуха из каналов. В течение этого времени и во время работы на мощности запорно-регулирующие вентили (ЗРВ) всех каналов, за исключением каналов быстрой аварийной защиты (БАЗ), должны быть открыты полностью. Минимальная степень открытия ЗРВ каналов БАЗ – 2 оборота.
После включения в работу насосов КОСУЗ и установления номинального режима подается охлаждающая техническая вода на теплообменники контура, если это не было сделано раньше.
Наконец, в каналы БАЗ подается номинальный расход азота (120-700 л/час в один канал).
Газовый контур реактора предназначен для предотвращения окисления графита и обеспечения необходимого температурного режима графитовой кладки, а также для контроля протечек теплоносителя в пределах реакторного пространства (РП), очистки гелиево-азотной смеси от примесей и сушки кладки.
При подготовке реактора к пуску проверяется и приводится в рабочее состояние система защиты РП от превышения давления, затем включается система продувки реакторного пространства азотом или сухим воздухом с расходом 200-900 нм3/час. Сухим воздухом разрешается проводить продувку кладки до температуры графита 250С (взаимодействие графита с кислородом воздуха начинается с 375С). Выше обязателен переход на продувку азотом. Однако из-за активации аргона, содержащегося в воздухе, предпочтение отдается продувке азотом с самого начала пусковых операций. Для замены воздуха на азот последний подается на вход РП компрессорами азотной станции. Качество азота подаваемого в кладку должно быть не хуже 99,99%, влажность газа – не более 0,1 г/м3.
Отметим сразу, что в дальнейшем, при подъеме мощности реактора до 65-70%, осуществляется переход на продувку РП азотно-гелиевой смесью, чтобы обеспечить температуру графита не более 700-750С.
Одновременно с продувкой РП включается и система контроля целостности технологических каналов (КЦТК).
Система продувки и расхолаживания, как уже говорилось, работает во время стоянки блока. В процессе пуска она продолжает работать и используется для отвода тепла от КМПЦ и регулирования скорости разогрева (на первом этапе последнего), а также для охлаждения продувочной воды перед очисткой с последующим подогревом ее перед возвратом в контур и для сброса из КМПЦ дебалансных вод.
2-ой этап пуска блока
Основной задачей этого этапа, как указывалось выше, является разогрев КМПЦ до температуры 120-140С и профилирование (установление) расходов теплоносителя по топливным каналам с помощью их запорно-регулирующих клапанов (ЗРК). Необходимый расход воды по каждому ТК определяется расчетом в соответствии с загрузкой активной зоны. Для профилирования необходима работа не менее 2-х ГЦН в каждой половине контура КМПЦ, но лучше производить его при работе 3-х насосов, т.к. в этом случае обеспечиваются близкие к рабочим расходы по всем каналам, а перераспределения их под влиянием последующего включения третьего ГЦН не будет.
Включение ГЦН. Главные циркуляционные насосы АЭС – это сложные агрегаты, возможность и надежность работы которых обеспечивается рядом вспомогательных систем. Поэтому пуск ГЦН начинается с проверки и ввода в работу этих систем. Кроме того, возможность пуска насоса обеспечивается рядом условий, в частности, приведением контура циркуляции в определенное проектом состояние. Частично эти вопросы были рассмотрены в главе 3 первой части пособия. Ниже в приложении они конкретизируются применительно к вспомогательным системам ГЦН энергоблоков РБМК.
Здесь же поясним только следующее. Условием безкавитационной работы ГЦН реактора РБМК при подаче 8000 м3/час является наличие подпора на его всасе не менее 23 м. в. ст. Разница высот уровня в БС и всаса насоса составляет примерно 28 м. Подпор меньше этого значения на величину гидравлического сопротивления трассы «БС–ГЦН» и поэтому недостаточен. Чтобы обеспечить величину подпора, требуемую для безкавитационной работы насосов, в период разогрева КМПЦ необходимо снизить гидравлическое сопротивление трассы, т.е. уменьшить расход теплоносителя, для решения поставленной задачи достаточно снижения расхода до 6500-7000 м3/час. Кроме того, такое снижение расхода уменьшает и величину требуемого подпора до 20 м вод. ст.
При работе же реактора, начиная со значения мощности 15-20%, требуемый подпор обеспечивается и при 8000 м3/час за счет снижения температуры воды на всасе ГЦН. Это достигается путем подачи более холодной питательной воды непосредственно в опускные трубопроводы контура МПЦ (рис. 4). Для справки: при работе реактора на полной мощности температура воды на входе в насос равна 270С, что соответствует давлению насыщения 5,5 МПа, т.е. при давлении в БС 6,8 МПа подпор составляет около 170 м вод.ст.
Итак, после включения и установления стабильного режима упомянутых выше вспомогательных систем в каждой половине контура МПЦ включается по два или три ГЦН с пониженной подачей – по 6500-7000 м3/час на насос. В момент включения каждого насоса его напорная и всасывающая задвижки открыты полностью, а дроссельно-регулирующий клапан (ДРК) на напоре открыт на 10-15%. После разворота насоса до полных оборотов (это около 15 с) ДРК открывается так, чтобы установился указанный выше расход.
Повторная проверка системы регулирования и контроля расходов через технологические каналы реактора. Для РБМК, повторюсь, важнейшим моментом обеспечения безопасности работы реактора является гарантия наличия и контроля расхода воды через каждый технологический канал (ТК). Поэтому первый цикл работ по проверке системы регулирования и контроля расходов через ТК выполняются еще до включения ГЦН, он описан выше.
После включения ГЦН производится еще одна проверка этой системы. Для этого путем общего снижения расхода поочередно на каждую половину КМПЦ на величину не менее 3000 м3/час проверяют исправность каждого расходомера, сравнивая по распечаткам поканальные расходы до и после снижения общего расхода.
Если какой-либо элемент в комплекте расходомера того или другого канала подвергался ремонту, то данный канал дополнительно проверяют индивидуально – прикрытием-открытием его ЗРК.
При неисправностях в системе регулирования и контроля расхода разогрев КМПЦ выше 60С, а тем более пуск реактора запрещаются.
Профилирование расходов. Собственно профилирование (установление необходимых) расходов теплоносителя по технологическим каналам производится с помощью их запорно-регулирующих клапанов (ЗРК). Цель профилирования – достижение определенного равномерного паросодержания на выходе из каналов. Необходимый расход воды по каждому ТК определяется расчетом в соответствии с загрузкой активной зоны, он указывается в картограмме загрузки активной зоны и при профилировании устанавливается в соответствии с показаниями поканальных расходомеров.
В результате регулировки расходы через ТК должны соответствовать картограмме загрузки зоны, при этом расходы через ТК с ТВС должны быть не менее 10 м3/час (через ТК с максимальной мощностью расход составляет примерно 30 м3/час), а через ТК с ДП или СВ – не менее 7 м3/час.
Разогрев КМПЦ. Он начинается сразу после включения ГЦН и продолжается в течение всего периода регулировки расходов через технологические каналы. Допустимая скорость разогрева реактора и КМПЦ составляет 10С/час. Определена она прочностными расчетами. Естественно, что разные элементы реактора и КМПЦ допускают разные скорости разогрева. Например, технические условия на ТВС не ограничивают скорость разогрев сборок до мощности 50%, а подъем мощности с 50 до 100% допускается за 2,5 часа; допустимая скорость разогрева ГЦН – 2С/мин; трубопроводы обычно разогреваются со скоростью 1-1,5С/мин. Общая же скорость разогрева установки определяется наиболее «слабым» звеном. В случае РБМК таким критическим узлом оказалась верхняя плита реактора – сварная коробчатая конструкция, заполненная внутри серпентинитовым бетоном (т.н. «схема» Е). Близка к ней по свойствам и нижняя плита («схема» ОР). Параметром, по которому контролируют допустимость скорости разогрева, является разность температур между трактами технологических каналов и ребрами жесткости верхней и нижней плит реактора. Эта разность не должна превышать 50С в центре зоны и 120С на периферии. Быстрые прогревы и охлаждения вредны также для графитовой кладки.
Кроме указанных параметров в процессе разогрева контролируется разность температур между верхней и нижней образующими барабанов-сепараторов (БС), которая не должна превышать 40С, и разность температур воды в БС и питательной воды, которая не должна превышать 130С. Указанные ограничения действуют весь период разогрева вплоть до достижения номинальных параметров.
Поскольку каждый ГЦН выделяет в контур при своей работе около 4,5 МВт тепла, чтобы поддерживать скорость разогрева в допустимых пределах избыточное тепло отводится системой продувки и расхолаживания (СПИР). Одновременно эта система обеспечивает охлаждение теплоносителя перед подачей его на очистку (расход 120-200 т/час). Расходы по половинкам контура устанавливают по результатам анализа водно-химического режима.
Разогрев КМПЦ производится при закрытой паросбросной и отсечной арматуре. В процессе его растет давление в контуре. Удаление излишков воды (а при разогреве от 100 до 285С она расширяется, увеличивая свой удельный объем, от 1,04 до 1,35 м3/т) производится после обработки их на фильтрах системы байпасной очистки в приемный бак.
Качество воды в КМПЦ и КОСУЗ к концу 2-го этапа должно быть доведено до установленных для пуска значений, в частности, содержание железа в воде контура МПЦ – не больше 500 мкг/кг. Если велся ремонт со вскрытием трубопроводов КМПЦ большого диаметра, необходимо не менее 24 часов вести промывку КМПЦ при включении 3-4 ГНЦ в каждой насосной для удаления отложений.
Если не предполагается проведение гидравлических испытаний на прочность, после достижения температуры 120-130С разрешается вывод реактора из подкритического состояния на установленный минимальный уровень мощности (ниже для краткости этот процесс часто будет называться «пуск реактора»). В случае необходимости проведения испытаний, а они проводятся при 140-150С, пуск реактора начинается после их окончания.
Выбор параметров, при достижении которых начинается пуск реактора, определяется замедлением темпа роста температуры за счет работы ГЦН и необходимостью подвода дополнительного тепла от реакции деления.
Важным моментом в процессе разогрева считается переход через температуру 100С, после которого начинается рост давления в КМПЦ. К этому времени должна быть закончена установка ЗРК всех технологических каналов в рабочее положение, приведены в готовность защиты от увеличения давления в КМПЦ и реакторном пространстве (РП), система локализации аварийных выбросов пара, система приема пара (БРУ-К, БРУ-Д, БРУ-ТК, технологические конденсаторы), а также проверена готовность к работе системы эксплуатационной подпитки КМПЦ (емкости с запасом воды, насосы, установки очистки).
Готовность РУ к подъему температуры воды в КМПЦ выше 100С фиксируется в оперативном журнале начальника смены блока.
3-ий этап пуска блока
К моменту вывода реактора из подкритического состояния должна быть закончена проверка блокировок и управляемости стержней СУЗ. Последнюю проверяют поочередным взводом и опусканием каждого стержня на 1 м от нижнего концевого выключателя, а УСП – поочередным опусканием каждого стержня на 1 м от верхнего концевого выключателя. Стержни СУЗ, которые подвергались ремонту, включая ремонт сервопривода, проверяют на полный двойной ход. Производится также проверка сброса части стержней с высоты 1 м.
Вывод реактора в критическое состояние и подъем мощности до минимального уровня, при котором возможна стабильная работа автоматического регулятора, но не выше 160 МВт(т) (т.е. 5% Nном), производится по письменному разрешению и в присутствии руководителя пуска (главного инженера АЭС или его заместителя).
Последовательность и темп извлечения стержней определяются расчетом по специальной программе, исходя из требований правил ядерной безопасности и обеспечения равномерности распределения энерговыделения по активной зоне, и строго регламентируются в эксплуатационных инструкциях.
Согласно регламенту в период ремонта стержни аварийной защиты (АЗ) должны находиться во взведенном (верхнем) положении. Ввод всех стержней АЗ в зону на заглушенном и расхоложенном реакторе допускается только для ремонта и проверки на время не более 8 часов. Если по какой-либо причине некоторые стержни АЗ были опущены, то взвод стержней начинается с них. Они извлекаются на верхние концевики группами по 4 стержня без выдержек времени.
После стержней АЗ поднимаются стержни АР (также группами по 4 стержня на 3,5 м).
В последнюю очередь до верхних концевиков группами поднимаются стержни РР; порядок именно их подъема выбирается так, чтобы обеспечить равномерность распределения энерговыделения по активной зоне. Причем сначала извлекается одновременно по 4 стержня РР с выдержкой до начала перемещения следующей группы 120 с, затем, когда до расчетного критического состояния остается 20 стержней, – группами по 2 стержня с той же выдержкой. После достижения критичности подъем стержней для установления требуемого периода разгона (не менее 60 секунд) ведется по одному стержню.
При достижении уровня мощности, на котором может работать специальный АР малой мощности (0,25-1% от Nном), реактор стабилизируется и "ставится на автомат". Дальнейший подъем осуществляется изменением уставки задатчика мощности.
Важно обратить внимание на следующее. Нормальный запас реактивности при работе реактора на стационарной мощности должен быть 43-48 эффективных стержней РР. Допускается работа в течение 24 часов с запасом реактивности 30-43 стержня. Если в процессе выхода в критическое состояние в какой-то момент запас реактивности снизится до 30 эффективных стержней, пуск немедленно останавливается и все стержни, за исключением АЗ, вводятся в зону.
4-ый этап пуска блока
Основной целью этапа 4 является разогрев реакторной установки и подъем мощности реактора для обеспечения пуска турбогенератора (ТГ).
Существуют два варианта ведения процесса, различающиеся параметрами пара, при достижении которых начинается разворот турбин.
В первом варианте пуск турбин осуществляется на номинальных параметрах пара. Соответственно в течение всего периода разогрева реактора, КМПЦ и оборудования энергоблока до номинальных параметров включительно, мощность реактора поддерживается не более 160 МВт(т) (5% Nном).
Ограничения в процессе разогрева те же, что и на этапе 2; в частности, скорость разогрева должна быть не более 10С/час. Разогрев в начале ведется при закрытой паросбросной и отсечной арматуре.
В ходе разогрева РУ при давлении в БС около 0,3 МПа начинают отбор пара из них на прогрев БРУ-Д (БРУ-СН) и паропроводов, при 0,5 МПа – на прогрев деаэраторов, при 1,5 МПа – испарительной установки. Последняя заполняется из деаэратора относительно чистой питательной водой. После прогрева и включения в работу испарителя появляется возможность подачи чистого пара на пусковые эжектора турбин и соответственно набора вакуума в конденсаторах.
При избыточном давлении 0,3-0,7 МПа производят визуальную проверку уплотнений пробок ТК. Если не удается устранить течь, необходимо заменить прокладку либо путем перегрузки ТК с помощью разгрузочно-загрузочной машины, либо после остановки и расхолаживания реактора.
Наконец, в процессе разогрева при достижении соответствующих давлений производят настройку и опробование предохранительных клапанов деаэраторов, БРУ-Д (БРУ-СН), БРУ-ТК, испарителей, а при достижении рабочего давления в БС – импульсных клапанов (ИПК) главных предохранительных клапанов (ГПК).
Непосредственно перед толчком турбины мощность реактора поднимают до 5-10%, а после синхронизации генератора с энергосистемой со скоростью 2 МВт/мин набирается активная нагрузка 150-200 МВт (тепловая мощность реактора около 700 МВт).
Во втором варианте с целью экономии времени пуск турбогенератора проводился на скользящих параметрах пара при достижении в барабанах-сепараторах давления 3,9-4,4 МПа. Мощность реактора к моменту толчка турбины поднимали до 300-400 МВт. После синхронизации и набора электрической нагрузки 150-200 МВт (мощность реактора – 600-700 МВт) делалась выдержка 5 часов (см. ниже), за время которой параметры РУ достигали номинальных значений. Второй турбогенератор пускался при нормальных параметрах пара.
Остальные технологические операции (прогрев паропроводов, деаэраторов, включение испарительных установок, проверка предохранительных устройств и т.д.), также как и подготовка турбогенераторов к пуску в этом варианте производится в том же порядке, как и в варианте 1.
5-ый этап пуска блока
Целью 5-го этапа, как говорилось ранее, является подготовка и включение в работу турбогенераторов.
Согласно инструкции Харьковского турбинного завода для турбины определены два состояния – неостывшее и холодное. Турбина К-500-65 считается неостывшей, если температура наружного корпуса цилиндра высокого давления в районе паровпуска выше 120С и показания датчика относительного расширения ротора цилиндра низкого давления №4 (это установленная для данной турбины точка контроля) равна 7,5 мм или больше. Соответственно при более низких значениях температуры и относительного расширения турбина считается остывшей и пуск ее производится как из холодного состояния.
При подготовке турбины к пуску:
При вводе в работу маслосистемы турбины критерием возможности продолжения пусковых операций является обеспечение установленной величины давления масла перед подшипниками ТГ – 0,07 МПа на оси турбины.
В турбине К-500-65 предусмотрены специальные маслонасосы для гидроподъема вала, развивающие давление перед подшипниками 3,0-4,5 МПа. Эти насосы включаются перед включением валоповоротного устройства (ВПУ) и обеспечивают сравнительно низкий ток нагрузки двигателя последнего – 20-40 А.
Перед толчком турбины должны быть выполнены «критерии безопасности пуска», в частности:
Ток ВПУ – 20-40 А.
Давление силового масла в системе регулирования – не менее 1,5 МПа.
Давление свежего пара перед главной паровой задвижкой – больше 6,2 МПа.
Осевой сдвиг – +1,0 ÷ -0,8 мм.
Вакуум в конденсаторе – не хуже 650 мм рт.ст.
Относительное расширение роторов – в установленных границах для каждого цилиндра.
Разность температур между верхом и низом наружного корпуса ЦВД – не более 35 С и т.д.
При толчке и развороте ТГ:
Набор оборотов перед первой выдержкой выполняется со скоростью 70 об/мин за минуту при любом температурном состоянии турбины.
Первая выдержка длительностью 20 мин делается при 500-700 об/мин. В это же время турбина прослушивается.
Скорость набора оборотов после первой выдержки зависит от температуры внутреннего корпуса ЦВД: если последняя меньше 100С, то скорость должна быть 70 об/мин за минуту, если больше, то 250 об/мин за минуту.
При скорости вращения 1450-1500 об/мин разгон приостанавливается и турбина еще раз прослушивается в течение 5-10 минут.
Система регулирования турбины начинает работать при достижении 2825 об/мин.
Допускается работа турбины на холостом ходу при пусках из различных тепловых состояний в течение 40 мин, а для проверки систем регулирования и защит – до 60 мин.
Перед синхронизацией:
Проверяется тепловое и механическое состояние ТГ, величина вибрации.
Необходимо убедиться в стабильности работы ТГ и его вспомогательного оборудования.
Проверяется включение всех защит ТГ, которые должны быть включены к этому моменту.
Нагружение турбогенератора:
После синхронизации и включения в сеть на турбине набирается начальная нагрузка 25-30 МВт, далее нагрузка увеличивается со скоростью 2 МВт/мин.
Работа турбины К-500-65 при нагрузке меньше 150 МВт допускается только на непродолжительное время:
при 35 МВт – не более 1 часа;
при 70 МВт – не более 4 часов.
При мощности 30-50 МВт делается выдержка 15-20 мин, затем продолжается набор нагрузки с той же скоростью.
После достижения мощности 150 МВт(э) дальнейшее нагружение турбогенератора определяется графиком увеличения мощности реактора.
При наборе нагрузки персонал контролирует закрытие клапана БРУ-К, поддерживающего давление в БС и подключает регулятор «до себя» к синхронизатору турбины.
Ведется контроль вибрации ТГ. При увеличении ее до 30 мкм (4,5 мм/с) набор нагрузки приостанавливается до снижения вибрации до установленных значений по мере прогрева турбины.
При нагрузке 50-100 МВт закрываются дренажи паропроводов и корпусов СПП.
При нагрузке 440 МВт деаэратор и испаритель переводятся с БРУ-Д на свой (2-ой) отбор.
6-ой этап пуска блока
Подъем мощности блока производится последовательными ступенями, обеспечивающими допустимые скорости изменения определяющих параметров и позволяющими перед подъемом на очередную ступень принять меры, исключающие отклонение этих параметров за пределы, разрешенные регламентом эксплуатации. Для реактора РБМК допустимая средняя скорость подъема мощности определяется, с одной стороны, ксеноновыми процессами в зоне и необходимостью выравнивания энерговыделения, а с другой, – скоростью прогрева верхней плиты реактора, о которой уже упоминалось выше. Основные ступени подъема мощности, скорости процесса и выдержки сведены в таблицу.
Параметр |
№ ступени |
||||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
|
Мощность блока, Мвт(э). |
МКУ* |
200 |
500 |
700 |
1000 |
Мощность реактора, Мвт(т) не более |
160 |
700 |
1800 |
2400 |
3200 |
Время выхода на ступень, час не менее |
0,5 |
1,5 |
1,0 |
2,0 |
7,0 |
Длительность работы на ступени, час не менее |
– |
5,0 |
3,0 |
10,0 |
– |
*Указано сокращение, принятое в регламенте. О правильности его использования см. в приложении к части 1 пособия.
Пояснения по режимам подъема мощности:
1. Длительность работы на 1-ой ступени определяется скоростью разогрева КМПЦ, временем корректировки расходов по каналам реактора, прогрева паропроводов, набора вакуума в конденсаторе, подготовки турбогенератора к пуску.
2. После стабилизации на 2-ой ступени:
открытием ДРК увеличивают подачу каждого ГЦН до 8000 т/час;
с помощью поканальной системы КГО проверяют соответствие загрузки ТК (ТВС, ДП, СВ);
до пуска ТГ проводят опробование ИПК (если это не было сделано на МКУ).
3. После стабилизации на 3-ей ступени включают в работу не менее 3 ГЦН в каждой насосной (если до того работали 2 ГЦН).
4. Подъем на 4-ую ступень осуществляется промежуточными ступенями по 150 МВт(т) (50 МВт(э)) со временем подъема на каждую ступень не менее 15 мин. и продолжительностью работы на ступени не менее 20 мин.
После стабилизации на 4-ой ступени:
продувку РП переводят на гелиево-азотную смесь, если раньше был азот; контролируется изменение реактивности, связанное со снижением температуры графитовой кладки;
производят расчет температурных полей и параметров блока, если нужно делают корректировку параметров.
5. Подъем на 5-ую ступень также осуществляется промежуточными ступенями по 150 МВт(т) (50 МВт(э)) со временем подъема не менее 20 мин. и продолжительностью работы на ступени не менее 1 часа.
По мере подъема мощности производится корректировка уставок защит и блокировок как реакторной установки, так и турбогенераторов, включение защит, не работавших на более низких ступенях мощности.
На всех ступенях мощности реактора производится выравнивание полей энерговыделения по показаниям измерительных каналов СУЗ и сигналам СФКРЭ и подрегулировка расходов теплоносителя через ТК в диапазоне между зональными уставками СРВ и ПРВ (снижение или повышение расхода воды).
Если при очередном увеличении мощности реактора появляется сигнал от датчиков системы физического контроля распределения энерговыделения (СФКРЭ), подъем прекращается, принимаются меры по ликвидации отклонения, вплоть до снижения мощности реактора. Если сигналов 2 и более, мощность снижается до тех пор, пока не останется 1 сигнал.
Включив ЛАР, опробуют его действие в каждой зоне, изменяя положение соответствующего стержня РР.
В случае останова реактор в процессе подъема мощности решение о начале повторного пуска принимается ответственным руководителем пуска после выяснения и устранения причин, вызвавших останов. Повторный пуск и подъем мощности реактора после останова до уровня, существовавшего перед остановом, осуществляется в соответствии с требованиями к подъему после останова с прохождением "йодной ямы" (см. раздел 3).
Дальнейший подъем мощности до разрешенного (вплоть до номинального) уровня осуществляется в соответствии с требованиями к подъему мощности, описанными выше.
