Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Эксплуатационные режимы ЯППУ - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

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.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети