- •1.2 Назначение и принцип действия рассматриваемой системы
- •1.3 Описание, принцип действия, технические характеристики оборудования системы
- •1.4 Организация ремонтов, виды, сроки, ответственные лица, нормативные документы
- •2 Технологическая часть
- •2.1 Размещение оборудования рассматриваемой системы
- •2.2 Связь системы с тепловой схемой станции
- •2.3 Организация и проведение ремонта деталей и узлов дизельной топливной аппаратуры
- •2.4 Подготовка оборудования к ремонтным работам
- •2.5 Ремонт регулятора типа рв, шестеренчатого подкачивающего насоса, форсунок, трубок высокого и низкого давления, топливного бака и топливных фильтров
- •2.6 Применяемая ремонтная оснастка, инструменты, средства механизации, приспособления
- •2.7 Программа обеспечения качества ремонтных работ
- •3 Охрана труда и техника безопасности
- •3.1 Мероприятия по радиационной безопасности На действующей аэс следует учитывать следующие виды радиационной опасности:
- •Воздействие ионизирующего излучения на персонал можно разделить на:
- •Ядерная безопасность реакторной установки определяется:
- •3.2 Мероприятия по охране труда и производственной санитарии
- •3.3 Природоохранные мероприятия
- •3.4 Противопожарные мероприятия
- •4.1 Расчет затрат на капитальный ремонт дизель-генератора
- •Расходы на содержание и эксплуатацию оборудования составят, руб:
- •4.2 Построение и расчет сетевого графика капитального ремонта дизель-генератора
- •5 Стандартизация и сертификация в энергетике
- •5.1 Цели и задачи отраслевой стандартизации
- •5.2 Методология и организация работ по стандартизации
- •5.3 Приоритетные направлении отраслевой системы стандартизации
2.2 Связь системы с тепловой схемой станции
При эксплуатации АЭС решающее значение имеет безопасность работы реакторной установки. Один из основополагающих принципов, на котором базируется безопасность работы реакторной установки - это ограничение последствий возможных аварий.
При нормальной работе блока АЭС с ВВЭР на мощности тепловая энергия, вырабатываемая в реакторе, отводится через парогенераторы во 2 контур, где она срабатывается на турбогенераторе.
После останова реактора мощность быстро снижается, но за счет запаздывающих нейтронов, радиоактивного распада продуктов деления и аккумулирующей способности материалов активной зоны тепловыделение продолжается.
В реакторах типа ВВЭР через 60 сек. после срабатывания A3 остаточное тепловыделение составляет около 5,7% от номинальной мощности, через 15 минут оно снижается до 3,2%, а через сутки до 0,9%. Даже после достаточно длительной выдержки ядерное топливо продолжает выделять остаточное тепло.
В условиях нормальной эксплуатации температура оболочек тепловыделяющих элементов находится на уровне 340 0С, при этом температура в центре топливного стержня достигает 1600 0С (температура плавления двуокиси урана 2800-2900 0С). При внезапном прекращении подачи теплоносителя в активную зону реактора в оболочках твэлов могут появиться дефекты из-за ее перегрева.
Выгруженные из ядерного реактора отработавшие три года ТВС содержат внутри твэлов большое количество радиоактивных веществ (“осколков” деления урана). Сразу после выгрузки одна отработавшая ТВС содержит, в среднем, 0,3 миллиона кюри р/а веществ, которые выделяют энергию 100 квт. Только по мере выдержки отработавших ТВС в воде БВ их радиоактивность уменьшается, и мощность остаточных энерговыделений снижается. Все это обуславливает необходимость в аварийных системах охлаждения активной зоны, способных вступить в действие при нарушении циркуляции теплоносителя в контуре охлаждения реактора.
В соответствии c требованиями ОПБ-88 в проектах реакторных установок должны иметься средства, направленные на предотвращение проектных аварий и ограничение их последствий. В составе систем безопасности должны быть также предусмотрены системы, выполняющие функции снабжения их рабочей средой, и что очень важно, энергией, для создания условий их функционирования.
Рабочее и резервное питание потребителей собственных нужд АЭС осуществляется от главной электрической схемы станции через
понижающие трансформаторы. В ходе некоторых аварийных ситуаций возможна полная потеря питания собственных нужд.
По условиям допустимого перерыва в электропитании все потребители электроэнергии на собственные нужды можно разбить на 3 группы:
-первая группа не допускает перерыва в питании (в том числе и при проектных авариях) более чем на доли секунд;
-вторая группа допускает перерыв в питании на десятки секунд, но требует обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
-третья группа допускает перерыва питания и не предъявляет к нему особых требований.
К потребителям первой группы относятся контрольно-измерительные приборы и автоматика, приборы технологического контроля реактора и его систем, системы централизованного контроля технологического процесса блока, некоторые системы радиационного контроля, электроприводы быстродействующих клапанов отсечной арматуры, обеспечивающих вступление в работу систем расхолаживания и локализации аварии.
К потребителям второй группы относятся механизмы, обеспечивающие аварийное расхолаживание реактора и локализацию аварий в различных режимах, включая максимальную проектную аварию. Сюда же относятся механизмы, обеспечивающие охлаждение ГЦН, часть потребителей турбоагрегатов, от которых зависит их надежная остановка и сохранность при аварийном обесточивании, а также системы технологического дозконтроля.
К потребителям третьей группы относится большая часть нагрузки собственных нужд АЭС, обеспечивающей основной технологический процесс энергоблока. Третья группа потребителей на АЭС называется потребителями нормальной эксплуатации.
Для потребителей первой, второй и третьей групп предусматривается нормальное рабочее и резервное питание от двух независимых источников питания, связанных с сетью энергосистем.
Для потребителей первой и второй групп, помимо перечисленных источников, в аварийных режимах предусматривается дополнительно электроснабжение от специально установленных аварийных источников, не связанных с сетью энергосистемы.
В качестве аварийных источников для потребителей первой группы являются аккумуляторные батареи. Отметим что емкость аккумуляторных батарей СБ выбирается из условия питания потребителей первой группы в течение примерно 30 мин.
К системам аварийного расхолаживания АЭС предъявляются высокие требования в отношении надежности и эффективности срабатывания для всех ее элементов, что может быть реализовано лишь при наличии автономных источников питания нагрузок второй группы, обеспечивающих высокое качество электроэнергии всех электроприемников как в пусковых, так и в установившихся режимах. Электрическая часть этих систем представляет собой сложный автономный комплекс с автоматическим пуском аварийных источников и включением нагрузки ступенями.
Потребители второй группы запитаны от секций надежного питания 6,3 кВ. Количество секций надежного питания 6,3 кВ должно соответствовать количеству систем безопасности, принятому в технологической части. На блоке ВВЭР-1000 число таких секций равняется трем (BV, BW, BX). Эти секции присоединяются к секциям нормальной эксплуатации (BA, BB, BC) через два последовательно включенных выключателя.