средних значений, в том числе отклонения в шаге решетки твэлов ( ТВСмех >

твэлмех ); твэл – число твэлов в ТВС.

Для определения критической мощности ТВС со средними физическими и геометрическими характеристиками и равнонапряжёнными твэлами с постоянным тепловыделением по высоте используют эмпирические зависимости. В частности, для реактора ВВЭР-440 такая зависимость имеет вид

ТВСкр = 6,9(1 − 0,323 ТВС0,4 ) ТВС0,2 = ТВС( вых − вх)⁄860 ,

где – массовое паросодержание при выходе из ТВС; ТВС – массовый расход воды тепловыделяющей сборкой, т/ч; вых и вх – энтальпии теплоносителя при выходе из ТВС и входе в нее.

Допустимая мощность реактора связана с допустимой мощностью ТВС соотношением

рдоп = ТВСкр ТВС⁄ р,

где ТВС – число ТВС в активной зоне реактора; р – общий коэффициент запаса, принимаемый для реактора ВВЭР-440 равным 1,5.

Гидравлические режимы активной зоны. Температурный режим твэлов определяется не только энерговыделением самого твэла, но и отводом теплоты от его оболочки, в свою очередь зависящим от скорости теплоносителя при обтекании твэла, т. е. от расхода теплоносителя тепловыделяющей сборкой. Как гидравлическая система активная зона любого реактора состоит из большого числа параллельных каналов, образуемых ТВС для прохода теплоносителя. В общем случае гидравлические сопротивления различных каналов и расходы ими теплоносителя неодинаковы. Эти различия определяются прежде всего неодинаковым тепловыделением. Увеличение гидравлического сопротивления того или иного канала приводит к уменьшению им расхода теплоносителя.

В реакторах ВВЭР при нормальных режимах поток теплоносителя однофазный. При этом гидравлические сопротивления параллельных каналов близки друг к другу. В случае уменьшения общего расхода теплоносителя, например, из-за отключения части ГЦН, в каналах наиболее напряженных ТВС возможно образование паровой фазы, что увеличит гидравлическое сопротивление этих каналов и ещё более уменьшит количество проходящего по ним теплоносителя. Аналогичный эффект может возникнуть при нарушении отвода теплоты от первого контура в парогенераторах, что повышает температуру теплоносителя при входе в активную зону. В рассматриваемых случаях сокращается расход теплоносителя в ТВС с наибольшим энерговыделением, что лишь усугубляет затруднения с

обеспечением их надежности. Вследствие этого в процессе эксплуатации необходимо располагать данными о расходе теплоносителя как всем реактором, так и отдельными ТВС.

Вреакторах ВВЭР не предусмотрена установка расходомеров в первом контуре. Расход теплоносителя при этом определяют расчетным путем, используя для этого один из трех способов: напорные характеристики насосов

иизмеренные перепады давления на ГЦН; фактические перепады давлений в реакторе, определяющие его гидравлическое сопротивление; уравнение теплового баланса первого контура (равенство количества теплоты, получаемой теплоносителем первого контура от твэлов, количеству теплоты, передаваемой им во второй контур, где измеряется расход теплоносителя). Определенные таким образом значения расхода теплоносителя используются для коррекции допустимой мощности реактора с тем, чтобы предотвратить кризис теплообмена.

Отмеченные проблемы ещё более важны для реакторов РБМК, вопервых, из-за намного большего, чем ВВЭР, числа параллельных потоков теплоносителя с чрезвычайно сложной системой подводящих к ним воду нижних водяных коммуникаций, а во-вторых, из-за того, что эти реакторы являются кипящими и в нормальных эксплуатационных режимах в каждом канале имеется пароводяная смесь, причем объемное паросодержание в разных каналах в общем случае неодинаково. Поэтому в реакторах РБМК предусмотрено измерение и регулирование расхода воды в каждом канале. Результаты измерений вводятся в информационно-вычислительную систему, которая по заказу оператора выдает ему в виде картограммы активной зоны информацию о распределении мощностей, расходов воды и запасов до критической мощности по технологическим каналам.

Вреакторах этого типа предусмотрено одновременное управление полем энерговыделения и распределением потоков питательной воды по технологическим каналам. Необходимость этого определяется большой глубиной выгорания ядерного топлива и перегрузкой топлива при работающем реакторе, что меняет структуру активной зоны в процессе эксплуатации реактора. Профилирование полей энерговыделения и расходов воды по технологическим каналам производится по специально разработанным алгоритмам, учитывающим реальные конкретные условия, возникающие во время работы реактора.

Предусмотрены два способа регулирования расхода воды: изменение степени открытия дроссельно-регулирующих клапанов, установленных в напорных линиях каждого ГЦН, и изменение степени открытия запорнорегулирующих клапанов каждого технологического канале. При номинальном

режиме дроссельно-регулирующие клапаны открыты полностью. При малых мощностях блока (менее 150 МВт) расходы воды ГЦН для обеспечения необходимого запаса до начала кавитации поддерживают в пределах 60007000 м3/ч. Распределение расходов воды по технологическим каналам в процессе пуска реактора, когда ГЦН работают со сниженной производительностью, и выхода его на мощность производят расчетным путем.

Измерение мощности реактора. Для обеспечения надежной и безопасной работы реактора в каждый момент времени необходимо знать фактическую его мощность с тем, чтобы сравнивать ее с допустимыми значениями. Для реакторов типа ВВЭР обычно определяют тепловую мощность. Для этого как в стационарных, так и в переходных режимах экспериментально определяют тепловые балансы первого и второго контуров.

Для стационарного режима уравнения теплового баланса имеют вид: для реактора

I = ∑ ∆ + СУЗ + ∆ор.с ;

=1

для первого контура в целом

для i-го парогенератора со стороны его первого контура

∑ I−II = (0 − п.в) + ∆пг ;

=1

В этих уравнениях I – количество теплоты, воспринимаемой за единицу времени теплоносителем от твэлов (тепловая мошность реактора);

– количество теплоты, передаваемой за единицу времени через поверхность теплообмена парогенератора в i-й петле из первого контура во второй; – расход теплоносителя в i-й петле; ∆ – повышение энтальпии теплоносителя в i-й петле при прохождении через активную зону; ∆пг – уменьшение энтальпии теплоносителя первого контура в i-й петле при прохождении через парогенератор; – расход свежего пара; 0 и п.в – энтальпии свежего пара и питательной воды; n – число петель; СУЗ – количество теплоты, отводимой за единицу времени водой промежуточного контура от органов СУЗ; ∑ =1 – количество теплоты, подводимое к теплоносителю, за единицу времени за счет работы сжатия в ГЦН; п –

количество теплоты, затрачиваемой за единицу времени на подогрев подпиточной воды; п.к – количество теплоты, отводимой за единицу времени водой промежуточного контура; ∆ор.с, ∆оI.с – потери теплоты в окружающую среду от реактора и петель первого контура; ∆пг – суммарные потери теплоты в паротенераторах.

Величина I−II определяется соотношением

= ∆ ,

где – коэффициент теплопередачи; – поверхность теплообмена; ∆ – среднелогарифмический температурный напор в парогенераторе.

При определении тепловой мощности реактора в переходных режимах приведенные уравнения следует дополнить слагаемыми, учитывающими изменение аккумуляции теплоты в воде и металле соответствующих элементов.

Тепловая мощность реактора может быть определена несколькими способами: из теплового баланса активной зоны реактора; из теплового баланса первого контура и из тепловых балансов парогенератора по первому и второму контурам. Правомерно применение любого из способов. Однако следует иметь в виду, что в приведенных формулах имеется ряд величин, не измеряемых непосредственно, а определяемых либо по паспортным характеристикам, либо ориентировочно. Это относится, в частности, к расходам теплоносителя по петлям, которые определяют из гидравлических характеристик ГЦН, полученных при испытаниях насосов на специальных стендах. В связи с отмеченным нередко используют одновременно разные способы для взаимного контроля. Для приближенных экспресс-оценок используют и другие способы.

Реакторы РБМК снабжены системой физического контроля распределений энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны. Обработку сигналов первичных измерительных преобразователей и определение суммарной мощности производит информационновычислительная система блока. В её распечатках определенная таким образом мощность сравнивается с тепловой мощностью, полученной в результате измерений теплотехнических величин.

Таблицы режимов. Основной документ, регламентирующий тепловую мощность активной зоны в стационарных режимах, - таблица Режимов эксплуатации ЯППУ, где установлены основные пределы безопасной эксплуатации по тепловой мощности активной зоны и ТВС, контролируемые оператором. Примером такого документа применительно к реактору ВВЭР440 может служить таблица 3.1. В ней, в частности, даны уставки по температуре теплоносителя при выходе из ТВС. Эти уставки, используемые в

системе внутриреакторного контроля, различаются для периферийных и центральных ТВС (периферийными считают те ТВС, которые хотя бы одной боковой гранью контактируют с водяным отражателем).

Таблица 3.1 - Таблица режимов эксплуатации ЯППУ

Для того чтобы повысить надежность охлаждения активной зоны при отказе того или иного источника электропитания, предусматривают несколько независимых источников питания. Так, электропитание ГЦН реактора ВВЭР440 производят от четырех независимых источников: двух трансформаторов, запитывающих электродвигатели от внешней сети, и двух самостоятельных

электрогенераторов собственных нужд. Кроме того, имеется резервный трансформатор. Недопустимо подключение всех электродвигателей ГЦН лишь от одного источника, так как при его отказе остановятся все ГЦН, подающие теплоноситель в активную зону. Чтобы облегчить эксплуатационному персоналу оперативное решение вопроса, как распределить электродвигатели ГЦН между различными источниками электропитания, в таблице режимов дают рекомендации по выбору схемы подключения в зависимости от режима ЯППУ.

Столбцы верхнего поля таблицы характеризуют подключение электродвигателей ГЦН к тем или иным источникам электропитания. Так, согласно первому столбцу рекомендуется подключать по одному электродвигателю к каждому из трансформаторов и по два – к каждому из генераторов собственного расхода; согласно второму столбцу – по два электродвигателя к каждому из генераторов и два - к трансформатору № 1. Совокупность первых четырнадцати столбцов (режимы I-IY) характеризует различные сочетания подключения электродвигателей к источникам питания при работе шести ГЦН, а последних девятнадцати столбцов – при работе пяти ГЦН. Не все эти сочетания равнозначны с точки зрения надежности активной зоны. Отключение генератора сопровождается его выбегом, в течение которого насосы продолжают вращение, постепенно снижая угловую скорость, а следовательно, продолжают и подачу теплоносителя. При отказе трансформатора обесточивание электродвигателя ГЦН происходит мгновенно и, если насос не оборудован специальными маховыми массами для увеличения инерции, подача теплоносителя прекращается очень быстро.

Зависимость тепловой мощности активной зоны от схемы электропитания ГЦН обусловлена длительностью выбега ГЦН при различных нарушениях в схеме электропитания с соответствующим изменением расхода теплоносителя из-за отключения ГЦН. Так, например, в наихудшей ситуации (потеря электропитания у всех ГЦН) в режимах I и YI с выбегом будут работать четыре ГЦН, подключенные к секциям генераторов собственного расхода. В режиме II при потере электропитания на всех ГЦН выбег будет лишь у двух. Вследствие этого допустимая стационарная мощность реактора при использовании режима II для электропитания ГЦН должна быть ограничена.

Аналогичные таблицы и карты режимов разрабатываются и для других систем энергоблока.

2. Практический раздел

И Н С Т Р У К Ц И Я по эксплуатации БЗОК и БРУ-А (схема 5.3.П.ГЗ)

№ 5.3. БЗОК, БРУ-А.ИЭ

Указатель сокращенных наименований:

БЗОК - быстродействующий запорный отсечной клапан БРУ-А - быстродействующая редукционная установка сброса пара в атмосферу

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка сброса пара в конденсатор БРУ-СН- быстродействующая редукционная установка собственных нужд

БРУ-Д - быстродействующая редукционная установка резерва деаэраторов БЩУ - блочный щит управления ГПЗ - главная паровая задвижка ГПК - главный паровой коллектор

ГСР - гидравлическая система регулирования ГЦН - главный циркуляционный насос Д-1 (2,3,4) - деаэратор, его номер ДГ - дизель-генератор

ДИ ЦТАИ - дежурный инженер цеха тепловой автоматики и измерений ИВС - информационная вычислительная система ИУР - инженер по управлению реактором ИУТ - инженер по управлению турбиной

МОВТО - машинист-обходчик вспомогательного турбинного оборудования НВ АЭСНововоронежская атомная станция НС АЭСначальник смены АЭС Ш очереди НСРЦ - начальник смены реакторного цеха

НС ЦТАИ - начальник смены цеха тепловой автоматики и измерений НСТЦ - начальник смены турбинного цеха НХОВ - насос химобессоленной воды ПГ - парогенератор РДБ - расширитель дренажного бака

РУ-Д - регулятор уровня в деаэраторе РУ-СН - редукционная установка собственных нужд РЩУ - резервный щит управления СМТЦ - старший машинист турбинного цеха СОБ - система обеспечения безопасности ТА - турбоагрегат ТЦ - турбинный цех

УП - указатель положения клапана ЭГСР - электрогидравлическая система регулирования ЭКМ - электроконтактный манометр

2

Содержание:

1.Общие положения……………………………………………………………….. 3

2.Назначение, характеристика и краткое описание оборудования…………….. 4

3.Подготовка оборудования к включению в работу…………………………….. 9

4.Включение оборудования в работу…………………………………………… 10

5.Нормальный режим эксплуатации БЗОК и БРУ-А…………………………... 12

6.Ремонт БЗОК и БРУ-А…………………………………………………………. 16

7.Возможные нарушения или отказы оборудования и действия персонала по их устранению…………………………………………………………………….. 17

3

1 Общие положения

1.1Данная инструкция отменяет инструкцию № 5.3.БЗОК, БРУ-А.ИЭ от 28.01.2003г. в связи с её пересмотром.

1.2Данная инструкция разработана на основании:

-Руководящих указаний № 6-ПТО;

-Основных правил обеспечения эксплуатации атомных станций. 3-е издание, 2002г. РД ЭО 0348-02;

-Правил техники безопасности при эксплуатации тепломеханического оборудования электрических станций и тепловых сетей, РД 34.03.201-97;

-технологических схем системы паропроводов высокого давления

(№ 5.3.П.ГЗ) и системы дренажей и воздушников паропроводов высокого давления (№ 5.3.ДВП.СЗ);

-Технологического регламента безопасной эксплуатации 5 блока НВАЭС № 23-АЭС;

-Перечня условий защит и блокировок турбинного отделения № 5.5.ЗБ.ТО;

-Перечня защит и блокировок систем реакторного отделения № 5.5.ЗБ.РО;

-Положения № 43-ОЯБ о порядке выполнения проверок и испытаний систем, важных для безопасности;

-технического паспорта на арматуру фирмы “Бабкок”;

-технического паспорта клапана запорно-дроссельного 960-300/350-ЭСБ.

1.3 Знание настоящей инструкции обязательно для:

-заместителя начальника ТЦ-5 по эксплуатации;

-главного специалиста по технической эксплуатации ТЦ-5; -ведущего инженера по технической эксплуатации ТЦ-5;

-начальника смены АЭС Ш очереди;

-начальника смены турбинного цеха;

-инженера по управлению турбиной;

-старшего машиниста турбинного цеха;

-машиниста-обходчика вспомогательного турбинного оборудования.

1.4Быстродействующие запорные отсечные клапаны и быстродействующие редукционные установки сброса пара в атмосферу расположены в помещении № Э 502 деаэраторной этажерки.

1.5Быстродействующие запорные отсечные клапаны и быстродействующие редукционные установки сброса пара в атмосферу находятся в оперативном ведении НСАЭС 3 очереди. Оперативное управление БЗОК и БРУ-А осуществляет ИУТ, контроль за их работой - персонал ТЦ-5.