18. Работа с неполным числом циркуляционных петель.(24)

Отключение 1-го ГЦН из 4-х работающих

За соответствием мощности блока и числом работающих ГЦН следит устройство разгрузки и ограничения мощности (РОМ). При отключении одного ГЦН в устройстве автоматически меняется уставка по нейтронной мощности до 0.75 .Мгновенно формируется сигнал ПЗ-1, регулирующая группа пойдет самоходом вниз пока мощность не снизится до 75%.

19. Работа с одним тпн (26).

Реакторная установка допускает работу с отключенным одним ТПН при рабочем втором при условии, что мощность ЯР не превышает 50% N_ном. Останов одного ТПН из двух рабочих необходимо производить по следующему алгориму:

1.Проконтролировать нормальную работу ТПН, оставляемого в работе;

2.Снизить мощность ЯР до величины, не превышающей принятый за номинальный уровень после отключения одного ТПН;

3.В процессе разгрузки ЯР контролировать автоматическую разгрузку ТПН;

4. В процессе разгрузки ТПН контролировать автоматический перевод питания ТПН от коллектора собственных нужд при уменьшении давления за СПП до 3,2 кг/см²;

5.Задать в АРМ новый уровень нейтронной мощности в режиме «Н»;

6.Отключить останавливаемый ТПН закрытием его стопорных и регулирующих клапанов.

20. Технология обращения со свежим ядерным топливом (27).

«Свежим» называют ядерное топливо до загрузки его в реактор. Для «свежего» ядерного топлива характерна очень малая радиоактивность. Настолько слабая, что при изготовлении блочков из литого естественного урана нет необходимости использовать противорадиационную защиту персонала. При плотности около 18 г/см³ небольшой по размерам, удобно умещающийся в ладони блочок неожиданно массивен (его вес при диаметре 35 мм и высоте 100 мм составляет 1,7 кг).

Свежее топливо поступает на АЭС в виде ТВС, которые можно перевозить совершенно безопасно — эти сборки перевозят в специальных транспортных контейнерах, разработанных по нормам МАГАТЭ специально для перемещения ТВС с завода-изготовителя на АЭС. В конструкции контейнеров предусмотрены все возможные аварийные ситуации на транспорте. Загрязнение местности даже в случае транспортной аварии невозможны. Общая масса топлива в полной загрузке активной зоны реактора – около 80 тонн.

На АЭС свежее топливо хранится в узле свежего топлива, расположенном в спецкорпусе. Здесь проводятся все операции с ядерным топливом до момента его загрузки в реактор: прием топлива, входной контроль, хранение (в специальных чехлах), подготовка свежих ТВС к загрузке. Доставка ТВС в реакторное отделение производится в защитных чехлах на специальной внутристанционной платформе.

Система обращения с топливом

По комплексу систем хранения и обращения с ЯТ (вне реактора) в этом подразделе следует:

1. Представлять перечень всех хранилищ свежего ЯТ.

2. Приводить характеристики применяемого для данной АС свежего ЯТ, а также топлива, выгружаемого из активной зоны, с указанием способа определения выгорания.

3. Указывать максимальную проектную мощность (вместимость) каждого из хранилищ и количество мест, зарезервированных для аварийной выгрузки активной зоны и для хранения отбракованного ЯТ как свежего, так и отработавшего соответственно.

4. Кратко охарактеризовывать способ хранения ЯТ как в ХСТ, так и в ХОЯТ; указывать наличие поглощающих добавок в материалах хранилища или в теплоносителе.

5. Указывать способ доставки ОЯТ со станции, приводить информацию о предлагаемой частоте перевозок и используемых типах ТУК.

6. Приводить информацию о внутристанционной перевозке (виды транспорта и упаковочных комплектов).

7. Приводить информацию об обращении с отбракованным ЯТ как свежим, так и ОЯТ, начиная со способа отбраковки.

8. Приводить перечень исходных событий, на которые рассчитан комплекс систем хранения и обращения с ЯТ (ОЯТ), с анализом аварийных ситуаций и проектных аварий.

Загрузка ядерного топлива в реактор

На АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ.

Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе.

На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении^[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа.

Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки.

В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ^[3] — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ.

Обычно под термином "перегрузка топлива" подразумевается загрузка в активную зону реактора свежего топлива и удаление отработанного, а также. перестановка тепловыделяющих сборок внутри активной зоны. Все оборудование, при помощи которого проводится перегрузка топлива, подразделяется на оборудование для установки свежего топлива в реактор и удаления отработанного и оборудование для подготовки выполнения этих операций.

При помощи последнего проводится установка свежего топлива в перегрузочную машину, подготовка загрузочных патрубков, приведение их в нормальное рабочее состояние и т. д.      Перегрузочное оборудование работает в тяжелых условиях, подвергаясь воздействию нейтронного и g-излучений, а также коррозионной среды. В то же время перегрузочное оборудование должно быть достаточно надежным, так как выход его из строя во время перегрузки может привести либо к аварии, либо к длительному простою реактора.      На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР перегрузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только сверху. Существуют два способа перегрузки: "сухая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону в герметичном транспортном контейнере, и "мокрая", когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону выдержки по каналам, заполненным водой.      Отличие их заключается в различных способах транспортировки отработавших ТВС от зоны реактора до зоны выдержки, а также в различном перегрузочном оборудовании: в "сухой" перегрузке используют реакторный кран; манипулятор зоны реактора; транспортный контейнер; контейнеропровод и манипулятор зоны выдержки, а в "мокрой" - только реакторный кран и манипулятор. Правда, здесь для мокрой перегрузки указан состав перегрузочного оборудования на вновь строящихся АЭС, на многих действующих АЭС единиц оборудования имеется больше.