
- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000……………………………………………………..10
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора……………………….44
- •Атомная энергетика: перспективы.
- •Воздействие атомной энергетики на окружающую среду.
- •Глава 1.Яэу ввэр – 1000.
- •1.1.Тепловая схема ввэр – 1000.
- •1.2. Назначение и описание основного оборудования.
- •Верхний блок ввэр-1000.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Система управления и защиты.
- •Борное регулирование.
- •Контроль мощности и энерговыделения.
- •Управление параметрами, пуски и остановы.
- •Аварийная и предупредительная защита.
- •Турбинное отделение.
- •Глава 2.Конструкция корпусного ядерного реактора.
- •Достоинства.
- •Недостатки.
- •Активация воды.
- •Общее описание.
- •Корпус.
- •Верхний блок.
- •Внутрикорпусные устройства.
- •Тепловыделяющая сборка.
- •2.1 Порядок останова.
- •2.2 Пуск реактора.
2.1 Порядок останова.
Существует два вида останова: аварийный и плановый. Останов блока - это перевод режима работы на мощности, в один из стояночных режимов:
На мощности для собственных нужд (10%);
На МКУ (до 5%), работы по второму контору;
Перевод работы в горячее состояние;
Перевод установки в холодное состояние – для работ по 1 и 2 контору.
Состояние перегрузка ядерного топлива.
Алгоритм планового останова блока:
Первый этап:
Подается заявка региональному деспетчеру заранее;
Подготовительная операция (разрабатывается график ведения работы), до начала снижения мощности вводится гидрозин в питательную воду, для консервации поверхности ПГ;
Проверяется готовность работы БРУ – К, вспомогательных питательных насосов, система расхолаживания;
Фиксируются параметры 1 и 2 контора.
Второй этап:
Разгрузка блока.
Производится АРМ в режиме «Т», разгрузка блока ведется разгрузкой турбины, при этом скорость снижения мощности реактора, не должна превысить 3% в минуту;
При мощности 40 – 50% МВт электрической – момент закрытия стопорных клапанов, переводят главную паровую задвижку вниз на байпас;
Давление в главном паровом коллекторе поддерживается БРУ – К;
Контролируется выбег турбогенератора;
Через 2 минуты после опускания СРК отключается генератор;
Расход питательной воды равен 200 т/ч, переход с ТПН на ВПЭН;
Мощность реактора меньше либо равна 3% от МКУ.
БРУ – К снимается с автомата и реактор глушится увеличением концентрации борной кислоты.
Третий этап:
Расхолаживание реакторной установки.
До начала расхолаживания первого контура, отключается 2 ГЦН, при этом подпитывают первый контур системой подпитки, до уровня в КД до максимального;
Скорость снижения температуры не более 30 градусов в час;
В начале расхолаживания скорость снижения температуры регулирует БРУ – К или БРУ – СН;
Параллельно с расхолаживанием первого контура расхолаживается КД;
Одновременно с расхолаживанием производятся следующие операции:
При давлении первого контура = 65 – 69 атм. - Отключаются гидроемкости САОЗ – Закрываются задвижки;
При давлении первого контура меньше 20 атм. – Закачивают в КД азота;
Подкритика и включение в работу системы аварийно планового расхолаживания – производит при 120 градусов цельсия в первом контуре, после чего останавливаются оставшиеся 2 ГЦН. Регулирование температуры первого контура производится расходом воды на теплообменник системы расхолаживания БВ.
Четвертый этап:
Перевод в режим перегрузка.
Останавливается подпитанный процесс;
Контур дренируется до появления уровня в реакторе 4,5 м;
Разуплотняется главный разъем, производится разборка реактора (подготовка и перегрузка);
Проверяется работа систем бассейнов выдержки;
Шахта реактора и бассейн - для сброса металла и инструментов из первого контура;
Перегрузка может быть начата не раньше чем через трое суток после останова реактора.