
- •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.
1Энергетический блок как единый объект эксплуатации
2.1. Характерные режимы эксплуатации аэс
Все многообразие эксплуатационных режимов энергоблоков АЭС может быть сведено к трем большим группам: нормальные режимы, режимы с ограничениями технологических параметров и аварийные режимы.
2.1.1 Нормальный режим работы аэс
К нормальным режимам эксплуатации относятся все стационарные и переходные режимы энергоблока, связанные с основной технологической задачей энергоблока — выработкой заданного количества электрической энергии, при которых все технологические параметры, определяющие надежность оборудования, находятся в пределах, разрешенных правилами технической эксплуатации и другими нормативными документами. В числе нормальных режимов — пуски энергоблока из разных исходных состояний; стационарные режимы* при любом уровне мощности в пределах регулировочного диапазона; переходные режимы, связанные с изменением мощности энергоблока; плановые остановы; расхолаживание реактора; перегрузка топлива. В число стационарных режимов входят режим работы с номинальной мощностью Nном (номинальный режим) и режимы работы с мощностью, меньшей номинальной. Такие режимы называют режимами работы с частичными нагрузками или, для краткости, частичными режимами. Совокупность различных стационарных режимов обычно называют переменными режимами энергоблока. В стационарных нормальных режимах блок может работать неограниченно долгое время. В нормальных режимах энергоблок работает подавляющую часть своего срока службы.
2.1.2 Нештатные режимы аэс
В процессе эксплуатации энергоблока иногда возникают нештатные ситуации, связанные с отказом части входящих в состав блока параллельно работающих агрегатов (например, одного-двух главных циркуляционных насосов) или с такой неисправностью того или иного элемента блока, при которой этот элемент не может работать при каких-либо режимах, но вполне может продолжать функционировать в других режимах. В таких нештатных ситуациях не требуется останов блока, он может продолжать работу с определенными ограничениями мощности или иных технологических параметров. Ремонт же вышедшего из строя оборудования может быть произведен без останова блока или отложен до его очередного планового останова. Эту группу режимов называют режимами с ограничениями технологических параметров (нештатными режимами). Поскольку причины, вынуждающие ограничивать технологические параметры, различны, эта группа режимов, при сравнительно малом времени работы в них, весьма обширна. Продолжительность непрерывной работы в нештатном режиме обычно не ограничивается.
2.1.3 Аварийные режимы
Аварийные режимы связаны с отказом или повреждениями тех или иных элементов блока, отклонением за допустимые пределы технологических параметров, что создает угрозу безопасности дальнейшей эксплуатации блока. В таких режимах требуется либо немедленный останов блока, либо в отдельных случаях немедленное глубокое снижение его мощности до тех пределов, при которых восстановятся допустимые значения технологических параметров, с дальнейшим ограничением разрешенных значений мощности.
Среди многообразия аварийных режимов особое место занимают те режимы и ситуации, которые могут привести к повреждению ядерного топлива или к радиоактивному загрязнению помещений станции, а тем более к радиоактивному загрязнению территории за пределами станции, а также иметь другие последствия, влияющие на ядерную и радиационную безопасность АЭС. К таким режимам относятся, в частности:
1) аварийные режимы, связанные с незапланированным изменением реактивности реактора (неконтролируемое извлечение поглощающих сборок СУЗ реактора или дополнительных стержней-поглотителей, уменьшение концентрации жидкого поглотителя в теплоносителе и т. п.);
2) режимы работы с аварийным сокращением расхода теплоносителя активной зоной или отдельными технологическими каналами реактора, а также расхода питательной или подпиточной воды;
3) режимы работы с появлением неплотностей, приводящих к большим или малым течам теплоносителя, а также из отдельных технологических каналов;
4) режимы работы с нарушением герметичности оболочек твэлов и увеличением активности теплоносителя;
5) режимы работы с повреждением главных паропроводов АЭС;
6) режимы работы с потерей электрического питания (обесточиванием) цепей собственных нужд АЭС и др.