Содержание материала

ПОДГОТОВКА ЯППУ К ПУСКУ

Общая характеристика предпусковых мероприятий

В данной главе подготовка к пуску и сам пуск рассматриваются применительно к ЯППУ, находящейся в эксплуатации. Поскольку сам реактор без обслуживающих его систем запускать нельзя, подготовку реактора к пуску рассмотрим совместно с приготовлением систем ЯППУ. При этом сосредоточим внимание на тех узловых операциях, которые остаются общими для большинства энергетических реакторов независимо от их конструкционных особенностей. Для определенности изложение будем вести применительно к ЯППУ с газовой системой компенсации, объема.
В период подготовки к пуску ядерного реактора основное внимание уделяется проверке важнейших систем: управления и АЗ реактора, циркуляции теплоносителя (первого контура), компенсации объема теплоносителя, охлаждения реакторного оборудования (третьего контура), охлаждения дистиллята третьего контура (четвертого контура) и др.
Предполагается, что к моменту начала проверки запасы теплоносителя, дистиллята третьего контура и газа системы компенсации объема пополнены, подготовлены системы гидравлического и пневматического дистанционного управления арматурой, а также выполнены все проверки электроэнергетической системы, обслуживающей ЯППУ, в том числе проверка нормального функционирования системы резервного питания неотключаемых потребителей. Будем считать также, что к началу предпусковых  проверок первый контур заполнен бидистиллятом, а КО соединены по газу с ресиверными баллонами. При этом исходный уровень в КО и начальное давление должны быть такими, чтобы после пуска реактора и разогрева до номинальной средней температуры в первом контуре установились необходимое рабочее давление и расчетный уровень теплоносителя в КО.
Одним из трудоемких предпусковых мероприятий является функциональная проверка систем сигнализации, управления и АЗ ядерного реактора. Система сигнализации, доставляющая информацию о включении механизмов, положении арматуры и отклонении параметров от установленных значений, проверяется посредством имитации соответствующих отклонений параметров, а также при пусках насосов и переключении арматуры во время проверки контуров. Система управления и АЗ реактора проверяется с фактическим перемещением органов компенсации реактивности. Поэтому при проведении такой проверки должны строго соблюдаться правила ядерной безопасности, главные из которых могут быть сформулированы следующим образом:
перемещения поглотителей разрешаются только после включения всех каналов контроля мощности на самые чувствительные диапазоны;
во время перемещений поглотителей должно осуществляться постоянное наблюдение за показаниями соответствующих контрольно-измерительных приборов;
подъем стержней АР, а также КР разрешается только при взведенных стержнях АЗ;
во всех случаях при перемещении поглотителей подкритичность реактора не должна быть менее 1%.
Начинается проверка СУЗ с контроля исправности пусковой аппаратуры. Убедившись в ее работоспособности, приступают к проверке исполнительных механизмов органов СУЗ. При взводе, стержней АЗ проверяется скорость их перемещения, а также надежность сброса от кнопки и по фиктивному аварийному сигналу о минимальном периоде разгона реактора. Кроме того, контролируется исправность сигнализации и верхних концевых выключателей двигателей АЗ. Затем при взведенных стержнях АЗ проверяются исполнительные механизмы стержней АР и КР. При этом также замеряются скорости перемещения, работа концевых выключателей и сигнализации. Кроме того, проверяется возможность управления КР от резервного источника питания и замеряется ток двигателя КР. При ступенчатом перемещении КР проверяется также размер одного шага.
Убедившись в исправности исполнительных механизмов АЗ, АР и КР, приступают к проверке каналов системы АЗ и цепей управления стержнями АР. Каналы системы АЗ проверяются посредством последовательной имитации превышения допустимых уровней всеми определяющими параметрами. При этом стержни АЗ не взводятся, а об исправности проверяемого канала АЗ судят по появлению предупредительной, затем аварийной сигнализации и обесточиванию электромагнитных муфт стержней АЗ. Так же проверяется прохождение всех сигналов экстренного снижения мощности (на тех установках, где они используются). Одновременно с контролем прохождения сигналов по отдельным каналам проверяется действие системы блокировки соответствующих аварийных сигналов.
Завершается проверка системы АЗ взводом стержней и их фактическим сбросом при имитации аварийного отклонения двухтрех определяющих параметров.
Проверка цепей управления стержнями АР осуществляется посредством подачи на вход системы сигналов, имитирующих разбаланс между фактическим и заданным уровнями мощности. При этом проверяются направление и скорость перемещения стержней АР. Проверяется также аварийная скорость опускания АР и КР при срабатывании АЗ.
Проверка системы управления включает в себя также контроль исправности системы автоматического регулирования теплообмена между первым и вторым контурами. Главнейшими мероприятиями при проверке этой системы являются установление нормальной и аварийной скоростей перемещения питательного клапана, а также контроль работоспособности дроссельного клапана.
Проверка в работе оборудования контуров,. обслуживающих ядерный реактор, начинается с запуска насосов четвертого, затем третьего и первого контуров. При этом контролируются пусковые токи, расходы, перепады давлений и работа сигнализации. Весьма важным мероприятием этого этапа приготовления является воздухоудаление из первого контура, так как наличие воздуха может привести к разрушению вкладышей верхних подшипников электродвигателей ЦНПК при вертикальном расположении двигателей над гидравлическими частями насосов. Для того чтобы воздух, собравшийся в верхних подшипниках, не препятствовал их водяному охлаждению, необходимо периодически открывать клапаны вентиляции ЦНПК и другие клапаны воздухоудаления из первого контура. Заканчивается проверка контролем исправности систем дистанционного и автоматического переключений насосов и арматуры, а также проверкой работы ключей блокировок.
Приведённый перечень мероприятий по проверке контуров включает в себя только наиболее важные операции. Кроме них выполняется также контроль работоспособности систем подпитки, очистки теплоносителя, дренажа, вентиляции и других систем, обслуживающих ядерный реактор, включая систему дозиметрического контроля.
Такая же проверка насосов, арматуры, сигнализации, ключей дистанционного управления и блокировок выполняется применительно ко второму контуру и всем системам паротурбинной установки, обеспечивающим отвод тепла, генерируемого в ядерном реакторе.
Наряду с перечисленными мероприятиями по приготовлению механизмов и систем к пуску реактора должна быть выполнена еще одна весьма важная операция приготовления — расчет пускового положения органов компенсации реактивности. Будем считать, что в качестве органа компенсации реактивности используется КР. Рассмотрим существующие методы определения ее критического положения.