«УТВЕРЖДАЮ»
Заведующий кафедрой
Эксплуатации и ФЗ ЯЭУ
В.А. Кирияченко
«__»____________20__ г.
Лекция № 29
Тема: Заключительная лекция
по дисциплине «Эксплуатация АЭС»
План лекции
1. Вводная часть 5 мин.
2. Основная часть:
2.1. Краткое обобщение дисциплины «Эксплуатация АЭС». 40 мин.
2.2. Перспективы развития атомной энергетики. 20 мин.
2.3. Рекомендации по дальнейшему совершенствованию знаний
по вопросам эксплуатации АЭС. 10 мин.
3. Заключительная часть. 5 мин.
В результате изучения материала лекции студенты должны:
а) знать:
- основные задачи в организации эксплуатации АЭС;
- методы повышения безопасности эксплуатации АЭС;
в) быть ознакомленными:
- с особенностями эксплуатации ЯЭУ на зарубежных АЭС с ВВЭР.
Литература
1. Иванов В.А. «Эксплуатация АЭС» Энергоатомиздат, 1994.
2. Острейковский В.А. «Эксплуатация АС» Энергоатомиздат, 1999.
1. Краткое обобщение дисциплины «Эксплуатация аэс»
Основная цель дисциплины «Эксплуатация АЭС» – дать студентам целостное представление о таком сложном технологическом процессе как производстве электрической и тепловой энергии на атомной станции. Важнейшим уровнем эксплуатации АЭС является обеспечение безопасности. Эксплуатация АЭС в зависимости от сложившихся обстоятельств может проходить в условиях нормальной эксплуатации, при нарушениях условий нормальной эксплуатации и при аварийных ситуациях и авариях.
В нормальных условиях эксплуатация является циклическим процессом, который состоит из стационарных состояний и переходных режимов. Основными стационарными состояниями являются работа на мощности и плановый останов на ремонт с перегрузкой топлива. Основными переходными режимами являются приготовление энергоблока к плановому пуску после ремонта с перегрузкой топлива, разогрева реакторной установки, перевод реактора в критическое состояние, увеличение мощности реактора до номинального уровня, останов реактора и расхолаживание реакторной установки.
Поскольку эксплуатация представляет циклический процесс, то ее изучение можно начинать с одного из стационарных состояний, последовательно рассматривая все стационарные состояния и переходные режимы.
В данном курсе изучение этого процесса начинается с планового останова на ремонт с перегрузкой топлива.
В период подготовки ЭБ к плановому ремонту, проведения ремонта и перегрузки топлива выполняется ряд ядерно-опасных работ, таких, как:
подъем верхнего блока реактора после расцепления повода СУЗ с органами регулирования;
подъем блока защитных труб реактора;
заполнения и дозаполенения бассейна выдержки и перегрузки;
перемещение топливных кассет и кластеров;
проверка сцепления органов регулирования с приводами СУЗ;
испытание гидроемкостей САОЗ и насосов САОЗ с подачей борного раствора в первый контур при загруженном топливе.
При контроле за состоянием|станом| реакторной установки в этот период особенное внимание должно уделяться:
подкритическому состоянию реактора;
концентрации борной кислоты в первом контуре;
охлаждению активной зоны реактора;
охлаждению бассейна выдержки;
готовности к|до| работе не менее|меньше| двух каналов систем безопасности;
исключению несанкционированными повышение давления а 1-м контуре больше 35 кгс/см2;
исключению снижения концентрации борной кислоты в бассейне выдержки и бассейне перегрузки;
контролю за радиационной обстановкой в центральном зале гермооболочки;
контролю за активностью технической воды после теплообменника системы аварийного и планового расхолаживания.
После выполнения планового ремонта и перегрузки топлива на энергоблоке АЭС проводится целый комплекс мероприятий по подготовке его к плановому пуску:
сбор и уплотнение реактора и оборудования первого контура;
заполнение первого контура;
испытание первого контура на плотность давлением 5 кгс/см2 и 35 кгс/см2;
проверка гермооболочки на плотность.
После выполнения этих мероприятий состояние реакторной установки определяется как «Холодный останов».
При эксплуатации ЭБ АЭС в этом состоянии контролируется:
подкритичность реактора;
концентрация борной кислоты в первом контуре;
температура теплоносителя первого контура;
давление в первом контуре (не более 18 кгс/см2 при работе системы планового расхолаживания и не более 35 кгс/см2 при отключенной от первого контура системы планового расхолаживания);
работоспособность двух каналов систем безопасности (третий канал может быть выведен в ремонт при разогреве первого контура до температуры гидроиспытаний).
Ответственным этапом в плановом пуске является разогрев первого контура до температуры гидроиспытаний и проведение гидроиспытаний первого и второго контуров.
Состояние ЭБ в период проведения гидроиспытаний (по температуре первого контура определяется как «Полугорячий останов»). До момента окончаний гидроиспытаний запрещается проведение планового пуска, поскольку необходимо провести проверки систем безопасности ГЦН, системы подпитки-продувки первого контура, системы компенсации давления и остальных систем реакторной и паротурбины установок.
Следующим этапом является разогрев первого контура до температуры 260 оС и подъем давления в первом контуре до 160 кгс/см2. В процессе разогрева температуры первого контура 155-160 оС в компенсаторе давления азотная «подушка» заменяется на паровую. Состояние ЭБ АЭС при остановленном реакторе, температуре первого контура больше 260 оС и давлении в первом контуре 160 кгс/см2 определяется как «Горячий останов».
Следующим этапом планового пуска, требующим особых мероприятий по обеспечению безопасности, является вывод реактора в критическое состояние. Перевод реактора из состояния «Горячий останов» в состояние «Реактор критичен» проводится методом последовательного подъема всех поглощающих органов СУЗ и последующим снижением концентрации борной кислоты в первом контуре методом разбавления (подпитка дистиллятом и дренирование). В этом процессе особенное внимание предоставляется контролю подкритичности реактора и концентрации борной кислоты, поскольку вывод реактора в критическое состояние является ядерно-опасной работой. После вывода реактора в критическое состояние на минимально-контролируемый уровень мощности (МКУ), выполняются экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик топливной загрузки активной зоны, которые также являются ядерно-опасной работой.
После проведения исследования нейтронно-физических характеристик приступают к увеличению мощности реактора до 2% Nном. При этом ведется подготовка и пуску турбогенератора, а подача питательной воды на парогенераторы переводится от ВПЭН на ТПН, отвод пара от парогенераторов осуществляется в коллектор собственных нужд. После увеличения мощности до 3-5% Nном сброс пар производится в конденсаторы турбины, в которых к этому моменту уже создан необходимый вакуум. После подъема мощности до 25-35% Nном производится ввод в работу турбоагрегата и включение генератора в сеть с последующим увеличением мощности реактора и электрической нагрузки генератора до 100% Nном. Увеличение нейтронной мощности реактора относится к ядерно-опасным работам.
Работа энергоблока на мощности является самым длительным по времени, около 300 суток, состоянием. Эффективность работы энергоблока определяется длительностью его работы на номинальном уровне мощности.
При работе энергоблока на мощности необходимо поддерживать мощность реактора и турбогенератора в соответствии с|соответственно| диспетчерским графиком нагрузки и таблицей допустимых режимов.
Производится компенсацию выгорания топлива снижением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура методом введения дистиллята от системы подпитки-продувки первого контура. При концентрации борной кислоты в первом контуре менее 1 г/дм3 снижение концентрации борной кислоты для компенсации выгорания топлива производится за счет подключения анионитных фильтров установки СВО-2.
Подключение анионитных фильтров установки СВО-2 является ядерно-опасной работой. Ежесменно контролируется соответствие тепловой и нейтронной мощности по АКНП и СВРК, коэффициенты неравномерности энерговыделений по объему активной зоны, температура теплоносителя на выходе из ТВС и основные параметры реакторной и турбинной установок.
Постоянно контролируется состояние систем безопасности, дважды в смену результаты контроля систем безопасности фиксируются в оперативных журналах.
Контролируется водно-химический режим первого и второго контуров и по результатам анализов поддерживаются показатели ВХР в соответствии с установленными нормами.
Важнейшей обязанностью персонала при эксплуатации энергоблока на мощности является обеспечение безопасности, которая обеспечивается контролем:
основных параметров энергоблока;
состоянием|станом| систем безопасности;
состоянием и параметров систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности.
Длительность работы энергоблока на мощности определяется рабочей компанией загрузки активной зоны и в настоящее время составляет 300 эффективных суток. По окончанию этого срока, который соответствует выгоранию избытка загруженного в реактор топлива над критической массой, на энергоблоке приступают к плановому останову на ремонт и перегрузке топлива.
Плановый останов начинается с разгрузки генератора и остановки турбоагрегата. Стопорные клапана турбины закрываются при электрической мощности генератора 40-50 МВт, при этом мощность реакторной установки составляет 15-20% от номинальной. После снижения мощности до 3-5%, реактор переводится на минимально контролируемый уровень мощности. Следующее стационарное состояние энергоблока – «Горячий останов». При номинальных параметрах первого контура реактор переводится в подкритическое состояние методом повышения концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура до 16-20 г/дм3. Перед расхолаживанием реакторной установки проводится осмотр оборудования и трубопроводов в гермоболочке, особое внимание обращается на отсутствие течи и парений на оборудовании первого и второго контуров. Допуск персонала в гермооболочку производится в соответствии с «Инструкцией о порядке допуска персонала в гермооболочку при эксплуатации реакторной установки». Расхолаживание реакторной установки начинается после заполнения парогенераторов до уровня 370-380 см и компенсатора давления до 1240 см. Снижение температуры теплоносителя в КД производится за счет впрыска теплоносителя дистанционным управлением клапаном впрыска в КД.
Скорость расхолаживания КД – 30 оС в час. После снижения разности температуры теплоносителя в КД и на выходе из реактора до 55±5 оС приступают к расхолаживанию первого контура. Скорость расхолаживания 30 оС в час, скорость снижения давления 10 кгс/см2, паровая «подушка» в КД заменяется на азотную. Система планового расхолаживания подключается при снижении температуры первого контура до 90-110 оС. После снижения температуры до 70 оС останавливаются оставшиеся в работе ГЦН. В этом состоянии энергоблок находится в режиме «Холодный останов». Из состояния «Холодный останов» в состояние «Останов для ремонта» энергоблок переводится после дренирования первого контура. Подготовка реактора к перегрузке топлива заключается в разуплотнении главного разъема реактора и его разборке, установки системы контроля перегрузки и заполнении бассейнов перегрузки и выдержки.
Таким образом выглядит завершенный цикл эксплуатации энергоблока АЭС в условиях нормальной эксплуатации.
При нарушении условий нормальной эксплуатации происходит отклонение от установленных эксплуатационных пределов и условий и, если не принять оперативных мер, то в дальнейшем на энергоблоке может быть создана аварийная ситуация, то есть нарушены пределы и условия безопасной ситуации. В случае нарушения условий нормальной эксплуатации персонал должен проконтролировать действия защит и блокировки, срабатывание которых предотвращает аварийную ситуацию, и принять все меры к возвращению энергоблока к работе в условиях нормальной эксплуатации.
Нарушения нормальной эксплуатации могут быть обусловлены:
несанкционированным изменением|сменой| реактивности;
снижением расхода|расхода| теплоносителя через|из-за| активную зону реактора;
нарушением отвода тепла от первого контура ко второму контуру через уменьшение отвода пара от ПГ или уменьшения подачи питательной воды в ПГ;
нарушением в работе вспомогательных систем.
Из нарушений, обусловленных несанкционированным изменением реактивности, следует обратить внимание на ложное срабатывание аварийной защиты. При срабатывании аварийной защиты за 4 секунды нейтронная мощность снижается до нулевого значения, а тепловая – до уровня остаточных тепловыделений. Средняя температура теплоносителя снижается на 15 оС, что негативно влияет на состояние тепловыделяющих элементов активной зоны реактора. Основная задача персонала – не допустить резкого снижения температуры теплоносителя, для чего необходимо срочно закрыть стопорные клапана турбины и отключить подачу пара на один ТПН. Остальные режимы с нарушением условий нормальной эксплуатации при штатном срабатывании защит и блокировок требуют от персонала контроля за строгим выполнением алгоритма срабатывания защит и блокировок и своевременного внесения корректировок, если этого требуют обстоятельства. Нарушение нормальной эксплуатации может перейти в аварийную ситуацию, а аварийная ситуация может перейти в аварию, то есть будет иметь место выход радиоактивных продуктов за установленные пределы в количествах, превышающих установленные нормы.
Причинами аварии могут быть:
несанкционированное изменение|смена| реактивности;
потеря теплоносителя первого контура при нарушении плотности трубопроводов и оборудования первого контура;
снижение расхода|расхода| теплоносителя через|из-за| активную зону реактора.
Из аварий, предусмотренных еще на стадии проектирования, самой тяжелой по своим последствиям является авария при разрыве трубопровода первого контура, который соединяет реактор с парогенератором (разрыв «холодной» нитки Ду 850). При этом происходит выброс теплоносителя в гермооболочку и оголение верхней части активной зоны с повреждением тепловыделяющих элементов. В данном случае необходимо обеспечить работу всех систем безопасности. Только надежной работой активных и пассивных систем САОЗ можно сохранить активную зону в состоянии, позволяющем в дальнейшем выгрузить ее в установленном технологией порядке.