- •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
Построение дифференциальной и интегральной характеристик
Дифференциальная характеристика представляет собой графическую зависимость эффективности 1 мм перемещения поглотителя от его положения по высоте активной зоны. Методика ее экспериментального построения может быть различной и зависит в основном от физического веса поглотителя.
Интегральная характеристика представляет собой графическую зависимость суммарной эффективности погруженной части поглотителя от его положения по высоте активной зоны. Для тяжелых поглотителей интегральная характеристика рассчитывается на основании экспериментально полученной дифференциальной характеристики. Интегральную кривую лёгкого стержня можно получить методом сравнения (компенсации) с откалиброванным тяжёлым поглотителем.
17. Останов энергоблока типа ввэр-1000 на перегрузку
Останов энергоблока - это перевод его из режима работы на мощности с выдачей электроэнергии в сеть в один из стояночных режимов.
Под нормальным остановом блока понимается процесс остановки его оперативным персоналом по заранее установленному алгоритму путем постепенного понижения мощности, а также снижения температур, давлений, уровней и/или других технологических параметров со скоростями изменения, не превышающими установленных величин (эксплуатационных пределов). Нормальный останов обычно бывает плановым, т.е. намеченным заранее в соответствии с графиком предупредительных ремонтов, но в ряде случаев его приходится осуществлять и вынужденно.
Нормальный останов блоки производится для выполнения плановых предупредительных ремонтов для замены ядерного топлива,
- в случае появления неполадок в неисправностей, при наличии которых работа реактора на мощности запрещается, но допускается нормальный останов.
Общий порядок нормального останова блока любого типа можно разделить на четыре этапа:
1) подготовительные операции;
2) понижение мощности реактора до минимальной, установленной регламентом, а затем до нуля; при этом технологические параметры в большинстве случаев остаются близкими к рабочим; в процессе разгрузки блока при заданных уровнях мощности производится остановка турбин, а затем на упоминавшейся минимальной мощности - глушение реактора;
3) расхолаживание реакторной установки до температур, при которых производится перегрузка или ремонт, соответственно понижаются давление и другие технологические параметры;
4) перевод РУ и блока в целом в ремонтное и/или перегрузочное состояние.
Остановка турбогенераторов в данном случае не выделяется в отдельный этап, хотя, естественно, после прекращения подачи пара в турбины необходимо выполнить определенные работы, например, по отключению вспомогательных систем турбоустановки и генератора. Однако эти работы выполняются параллельно с другими и не влияют на общий процесс и длительность перевода блока в стояночный режим.
ПЛАНОВЫЙ ОСТАНОВ БЛОКА ВВЭР-1000
Общие положения
Поскольку все АЭС отдают производимую электроэнергию в энергосистему, связаны с ней единством режима генерации и распределения энергии и соответственно влияют на надежность работы системы и энергоснабжения потребителей , любое плановое изменение мощности станции, а тем более остановка блока производятся только с разрешения диспетчерской службы системы. Фактически плановая остановка блока согласовывается с диспетчерской службой трижды: сначала, когда составляется и согласовывается график остановок блоков АЭС на плановые ремонты, второй раз, когда несмотря на согласованный график, в соответствии с установленным порядком подается заявка на вывод блока в ремонт с указанием конкретной даты и времени начала снижения мощности, и наконец, непосредственно перед снижением мощности начальник смены АЭС получает разрешение диспетчера системы на начало операций.
В соответствии со сказанным выше останов блока производится в несколько этапов. При этом блок последовательно переводится персоналом из состояния «работа на мощности» в состояние «горячий останов», затем в «холодный останов» и, наконец, в конечное «перегрузочное».
Первый этап - подготовительные операции
Подготовка блока к плановому ремонту начинается заблаговременно: составляется перечень и график работ, готовятся инструменты, приспособления и т.д., но все это выходит за рамки настоящей главы. В ней будут рассматривался только действия оперативного персонала в процессе останова блока, а в этом параграфе - подготовительные операции, выполняемые оперативным персоналом,
Исходное состояние блока.
1. Реактор на энергетическом уровне мощности. ОР СУЗ групп 1-4, 6-9 на верхних концевиках, группы 10 - в регулировочном диапазоне, Концентрация Н3В03 - текущая.
2. АРМ работает в режиме «Н».
3. В работе 2-4 ГЦН, 2-4 парогенератора, турбогенератор, системы безопасности, вспомогательные и обеспечивающие системы.
4. Параметры соответствуют рабочей мощности. Для полной мощности:
Nр = З000 МВт (тепл.)
Nтг = 1000 МВт (эл.)
P = 160 ± 1,5 кг/см2;
Твх = 289°С; Твых = 322°С;
Hкд = 8770 мм
р2 = 62 кг/см2.
Снижение мощности блока начинается по распоряжению главного инженера ЛЭС к, как уже говорилось, с разрешения диспетчера энергосистемы.
До начала снижения:
● вводится гидразин в питательную воду для консервации поверхностей парогенераторов;
● проверяется готовность работы БРУ-К, вспомогательных питательных электронасосов, системы расхолаживания, пускорезервной котельной или линии подачи пара от других блоков;
● проверяется работоспособность резервных и аварийных маслонасосов основной турбины и турбопитательного насоса (ТПН); снимается картограмма температур теплоносителя 1 контура на выходе из тепловыделяющих сборок, фиксируются параметры 1 и 2 контуров.
Второй этап - разгрузка блока
Для снижения мощности блока переключают АРМ в режим «Т», а само снижение осуществляют, воздействуя на систему управления турбины. Скорость снижения мощности реактора при этом не должна превышать 3% Nном в минуту.
Если по каким-либо причинам АРМ не может быть включен в работу в режиме «Т», то снижение электрической мощности турбогенератора производят шагами по 5-10 МВт со средней скоростью не более 6 МВт/мин. Перед каждой ступенькой снижения уведомляется оператор реактора, который дистанционным вводом рабочей группы ОР СУЗ понижает мощность реактора так, чтобы поддерживать давление в главном паровом коллекторе 60 кг/см3.
По мере снижения мощности и соответственно средней температуры теплоносителя в активной зоне рабочая группа ОР СУЗ (10-я) автоматически погружается в зону, компенсируя отрицательные мощностной и температурный эффекты. Чтобы не допустить чрезмерного опускания рабочей группы, увеличивают расход по системе подпитки - продувки до 40 м /час и начинают вводить на всас подпиточных агрегатов раствор борной кислоты из баков борного концентрата. Количество введенного бора определяется требованием удержания рабочей группы ОР СУЗ в установленной зоне регулирования
В процессе разгрузки контролируются:
–параметры 1 и 2 контуров, турбины и генератора; - синхронность движения ОР СУЗ;
–срабатывание блокировок (переключение отборов турбины, отключение ПВД, отключение одного ТПН, переход снабжения паром собственных нужд на БРУ-СН) и т.д.
При мощности 40-50 МВт (эл.) (расход пара примерно 480 т/час) закрывают стопорные клапаны турбины, затем главную паровую задвижку и се байпас. Давление в главном паровом коллекторе поддерживается сбросом пара через БРУ-К в автоматическом режиме. Контролируется выбег турбогенератора.
Примерно через 2 мин после закрытия стопорных клапанов электрогенератор автоматически отключится от системы.
После остановки турбогенератора продолжают снижение мощности реактора. При снижении расхода питательной воды до 200 т/час питание парогенераторов переводится на вспомогательный питательный электронасос, а ТПН отключается.
При мощности 3% Nном БРУ-К переводят в дистанционный режим, а реактор глушится, для чего продолжается ввод в 1 контур борной кислоты до стояночной или при остановке на перегрузку до перегрузочной (16 г/кг) концентрации. Для выравнивания концентрации бора в контуре и в компенсаторе давления организуется впрыск теплоносителя в КД с небольшим
При достижении в I контуре требуемой концентрации Н3ВО3 ввод бора прекращается, но расход подпитки-продувки сохраняется не менее 30 м3/час для дегазации теплоносителя.
Затем поочередно в групповом режиме опускаются на нижние концевики все ОР СУЗ (с 10-й по 1-ую группы).
Одновременно с указанными операциями по мере снижения мощности поднимаются в верхнее положение датчики контроля нейтронного потока промежуточного диапазона (при N ~ 9-10% Nном) и диапазона источника. Автоматически должны также включиться звуковые индикаторы разгона.
Итак, в результате выполненных операций РУ находится в состоянии «горячий останов»:
реактор заглушен, концентрация Н3ВО3 равна стояночной (при остановке на перегрузку - не менее 16 г/кг), все ОР СУЗ на нижних концевиках; - Р1-160 кг/см, Т1 = 270-280°С, Р2 = 62 кг/см2;
ГЦН работают, ПГ в паровом режиме со сбросом пара через БРУ-К в конденсатор турбины.
Третий этап - расхолаживание РУ
До начала расхолаживания 1 контура отключают 2 ГЦН, подпитывают 1 контур до изменения уровня в КД с 4500 до 11600 мм (регулируя системой подпитки -продувки), а также парогенераторы до уровня 3700 мм.
Для расхолаживание РУ увеличивают сброс пара из ПГ через БРУ-К и регулируют его так, чтобы скорость снижения температуры не превышала 30°С/час.
При неработоспособности БРУ-К пар сбрасывается через БРУ-СН в технологический конденсатор.
Для обеспечения параллельного расхолаживания КД отключают нагреватели и организуют непрерывный расход через него теплоносителя 1 контура (через регулятор расхолаживания). Разность температур между КД и «горячими» нитками 1 контура поддерживается около 55°С.
Одновременно с расхолаживанием I контура проводятся следующие операции.
При давлении в 1 контуре 65-90 кг/см2 отключаются от контура гидроемкости САОЗ (закрываются задвижки).
При давлении в 1-ом контуре-20 кг/см1 (Т1 < 150°С) в КД подается азот.
Ведется подготовка к работе каналов системы аварийного и планового расхолаживания. Для включения системы ее прогревают до температуры, отличающейся от температуры воды в 1 контуре не более, чем на 30°С; прогрев системы низкого давления ведется за счет работы насоса на рециркуляцию, а трубопроводов высокого давления - проливом из I контура в приямок организованных протечек.
Перевод расхолаживания на систему расхолаживания производится при температуре I контура -120°С. После перевода собирается схема для расхолаживания КД с подачей волы в него через систему подпитки, затем останавливаются оба ГЦН, отключаются их вспомогательные системы. Давление в 1 контуре за счет сброса азота снижается до 3-5 кг/см2, в гидроемкостях САОЗ - до 20 кг/см2.
Регулируя температуру I контура за счет расхода технической воды на теплообменник системы расхолаживания, продолжают охлаждать 1 контур (скорость - 5°С/час) до Т1 < 45°С (Ткд < 60°С). На этом значении температура стабилизируется.
Продолжается циркуляция теплоносителя через систему подпитки - продувки с расходом 40-45 м3/час для «дегазации» контура.
Таким образом, РУ переведена в режим «холодный останов».
1. Реактор заглушен. Все ОР СУЗ опущены. Концентрация Н3ВО3 > 16 г/кг (или стояночная).
2. Р1 = 3 – 5 кг/см2, Т1 < 45°С, Ткд < 60°С.
3. Нкд = 11600 + 200 мм.
