«УТВЕРЖДАЮ»

Заведующий кафедрой

Эксплуатации и ФЗ ЯЭУ

В.А. Кирияченко

«__»____________20__ г.

Лекция № 3, 4

Тема: Перевод энергоблока в состояние «Холодный останов»

после перегрузки топлива

План лекции

1. Вводная часть 5 мин.

2. Основная часть:

2.1. Исходное состояние ЭБ перед подготовкой к пуску после

перегрузки топлива. 40 мин.

2.2. Подготовительные операции при переводе ЭБ в состояние

«Холодный останов». 40 мин.

2.3. Операции, проводимые при переводе ЭБ в состояние

«Холодный останов». 70 мин.

3. Заключительная часть. 5 мин.

Задание на самостоятельное изучение материала – 6 часов.

Приготовление к работе систем, обеспечивающих работу паровой турбины К-1000-60/1500-2. Литература [16,21,22].

В результате изучения материала лекции студенты должны:

а) знать:

- состояние систем и оборудования ЭБ после перегрузки топлива;

- операции по переводу ЭБ в состояния «Останов для перегрузки» и «Останов для ремонта»;

- операции по переводу ЭБ в состояния «Холодный останов»;

б) уметь определять последовательность действий оперативного персонала;

в) быть ознакомленными с физическими основами процессов, протекающих на ЭБ при его переводе в состояние «Холодный останов».

Литература

1. В.А. Иванов «Эксплуатация АЭС». Энергоатомиздат 1994 г.

2. В.А. Острейковский «Эксплуатация АС». Энергоатомиздат 1999 г.

3. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблоков с реактором ВВЭР-1000.

4. Инструкция по эксплуатации реакторных установок с реактором ВВЭР-1000.

Вводная часть

Одним из наиболее ответственных технологических процессов при эксплуатации АЭС является пуск энергоблока. В процессе пуска энергоблока ядерный реактор переводится из подкритического состояния в критическое с последующим увеличением мощности до номинального значения. Пуск энергоблока возможен из следующих состояний:

• первый пуск ядерного реактора при вводе АЭС в эксплуатацию;

• пуск после частичной или полной перегрузки топлива;

• пуск после остановки реактора без перегрузки топлива;

• пуск после аварийной остановки реактора.

Первый пуск ядерного реактора при вводе АЭС в эксплуатацию включает в себя предпусковые наладочные работы, физический пуск и энергетический пуск.

Физический пуск реактора – процесс достижения критического состояния при загрузке ядерного топлива, во время которого выполняется комплекс физических измерений, позволяющих судить о характеристиках реактора в предстоящей рабочей компании.

Энергетический пуск реактора включает в себя вывод реактора в критическое, а затем надкритическое состояние и последующий набор мощности сначала до уровня, достаточного для пуска турбины, а затем до номинальной мощности или ее заданного значения.

В данной лекции рассматривается пуск энергоблока после перегрузки топлива, т.е. пуск со второй и с последующими топливными загрузками активной зоны ядерного реактора.