Стартовая >> Архив >> Генерация >> Основные сведения об атомной энергетике в Японии

Административный контроль за безопасностью в атомной энергетике в Японии - Основные сведения об атомной энергетике в Японии

Оглавление
Основные сведения об атомной энергетике в Японии
Административный контроль за безопасностью в атомной энергетике в Японии
Эксплуатация и техническое обслуживание АЭС в Японии
Меры по предотвращению ядерных бедствий на АЭС в Японии
Цикл атомного топлива в Японии
Система энергетических предприятий в Японии
Система образования в Японии

2. Административный контроль за безопасностью

Административная система контроля за безопасностью.

При строительстве и эксплуатации атомной электростанции безопасность должна обеспечиваться, как основное требование, системой самостоятельного управления на самой организации, которая устанавливается АЭС (далее упоминается как "Установитель ). А с точки зрения обеспечения общественной безопасности и других требований, министр внешней торговли и промышленности осуществляет строгий контроль на основе Закона о надзоре за ядерными сырьевыми и топливными материалами и реакторами (далее Закон о надзоре за атомными реакторами"), а также на основе Закона об электроэнергетической промышленности. Под контролем министра находятся работы по обеспечению безопасности во всех звеньях атомной энергетики, в том числе выдача разрешения на установку атомного реактора, утверждение проекта о проведении строительства, инспекция перед началом эксплуатации и использованием, инспекция тепловыделяющих сборок, инспекция сварки, периодический технический осмотр после начала эксплуатации и контроль управления работой атомной станции.

Общая мощность электростанций по видам топлива и целевая выработка электроэнергии
Состав и мощность электростанций по видам топлива


Виды топлива

1988 г.

2000 г.

2010 г.

ГВт.

%

ГВт.

%

ГВт.

%

АЭС

28,70

17,4

50,00

22

72,00

27

ТЭС на угле

11,12

6,7

29,60

13

40,00

15

ТЭС на сжиженном природном газе

33,06

20,1

50,30

22

53,00

20

ГЭС

36,13

21,96

44,50

Г 19

51,70

19

в т.ч. Обычная

19,13

11,60

21,50

9

25,00

9

ГАЭС

17,00

10,30

23,00

10

26,70

10

Геотермическая станция

0,18

0,1

1,00

0,4

3,50

1

ТЭС на нефти и др.

55,63

33,8

51,20

22

40,20

15

Станция на метаноле

 

 

 

 

1,00

0,4

Электростанции дискретного типа

 

 

1,10

0,5

5,70

2

ВСЕГО

2164,82

100

227,70

100

297,00

100

Целевая выработка электроэнергии, млрд. кВтч


Виды топлива

1988 г.

2000 г.

2010 г.

ТВтч

%

ТВтч

%

ТВтч

%

АЭС

177,60

26,6

329,00

35

473,00

43

ТЭС на угле

63,60

9,5

156,00

16

163,00

15

ТЭС на сжиженном природном газе

141,40

21,2

188,00

20

201,00

18

ГЭС

88,60

13,36

101,00

1

118,00

1 1

в т.ч. Обычная

80,10

12,00

85,00

9

90,00

9

ГАЭС

8,50

1,30

16,00

2

19,00

2

Геотермическая станция

1.1

0,2

6,00

1

21,00

2

ТЭС на нефти и др.

194,40

29,2

163,00

17

105,00

10

Станция на метаноле

 

 

 

 

4,00

0,3

Электростанции дискретного типа

 

 

3,00

0,3

25,00

2

ВСЕГО

666,80

100

946,00

100

1109,00

100

Разрешение на установку атомного реактора (по закону о надзоре за атомными реакторами)

Тот, кто намеревается установить энергетический атомный реактор промышленного назначения (далее Установитель), должен получить разрешение на установку атомного реактора в соответствии с требованием Закона о надзоре за атомными реакторами от Министра внешней торговли и промышленности.
После подачи установителем заявления на установку атомного реактора, Министерство внешней торговли и промышленности рассматривает основной проект данного атомного реактора, и осуществляет оценку его безопасности. По техническим вопросам при необходимости Министр внешней торговли и промышленности запрашивает мнение на заключение экспертизы по безопасности у Комитета по атомной энергии и Комитета по безопасности атомной энергетики, и выдает разрешение, учитывая результаты этих запросов и с согласия Премьер-министра.

Технические нормативы
(по закону об электроэнергетической промышленности)

Законом об электроэнергетической промышленности установлены технические нормативы, в которых регламентируются необходимые технические требования для обеспечения безопасности при строительстве, поддержании и эксплуатации
электротехнических сооружений и оборудования, на основе чего осуществляется необходимый контроль.
А конкретно, для строительства и эксплуатации АЭС применяются следующие технические нормативы, установленные Законом об электроэнергетической
промышленности.
(1) Технические нормативы по оборудованию атомной электростанции.
• Технические требования на конструкцию оборудования атомной электростанции.
• Технические требования на железобетонный первичный контейнмент.
• Технический норматив по эквиваленту дозы радиоактивности для оборудования атомной энергетики.
(2) Технические нормативы по ядерным топливным веществам для выработки электроэнергии.
(3) Технические требования для сварки электротехнических сооружений и оборудования.
(4) Технические нормативы по электрическому оборудованию.
Основными критериями для установления технических нормативов являются, как указано, следующие требования
(1) Электротехнические сооружения и оборудование не должны представлять опасность для человека, и не должны повреждать другие предметы.
(2) Электротехнические сооружения и оборудование не должны наводить электрические и/или магнитные помехи на другие электрические устройства и другие предметы.
(3) Повреждение и/или неисправность электротехнических сооружений и оборудования не должны оказывать значительную помеху общему снабжению электрической энергией.

Разрешение плана проведения строительных работ по закону об электротехнической промышленности

С целью обеспечения безопасности и бесперебойного снабжения электроэнергией, проведение строительных работ для установки или реконструкции электротехнических сооружений и оборудования, имеющих важное значение, определено как действие, требующее разрешения на их проведение.
Критерием выдачи разрешения на план проведения работ является удовлетворение следующих требований:
(1) Данный план проведения работ должен относиться исключительно к проектам, которым дано разрешение на осуществление деятельности электроэнергетической промышленности или реконструкцию электротехнических сооружений и оборудования.
(2) Эти электротехнические сооружения и оборудование должны соответствовать техническим нормам, установленным постановлением Министерства внешней торговли и промышленности.
(3) Эти электротехнические сооружения и оборудование должны быть соответствующими для обеспечения безопасности и бесперебойного снабжения электроэнергией.

Инспекция атомной электростанции.

Таким образом, установитель обязан получить разрешение (утверждение) на проект и план строительства и других выполняемых работ, и провести их согласование. Он также обязан создать самостоятельную систему обеспечения безопасности на предприятии. Наряду с этим, инспекция атомной электростанции, проводимая Министерством внешней торговли и промышленности, представляет собой одну из важнейших мер, принимаемых для обеспечения безопасности атомной энергетики. Законом об электроэнергетической промышленности предусмотрены следующие виды инспекции: инспекция перед началом эксплуатации, инспекция тепловыделяющего тела, инспекция сварки, периодическая инспекция и специальная инспекция.
(1) Инспекция перед началом эксплуатации.
а. Цель инспекции.
Инспекция перед началом эксплуатации производится Министерством внешней торговли и промышленности с целью уточнения совпадения строящегося электрического устройства с разрешенным и/или согласованным проектом и планом, а также для проверки удовлетворения данным устройством требований технических нормативов.
б. Объект инспекции.
Объектом инспекции являются электротехнические сооружения и оборудование, устанавливаемое или реконструируемое на основе выданного разрешения и/или проведенного согласования по требованию Закона об электроэнергетической промышленности. Конкретно - это электротехнические сооружения и оборудование, которые описаны в плане проведения работ, представленном для получения разрешения и/или проведения согласования.
в. Критерий удовлетворения норм.
Электротехнические сооружения и оборудование признаются годными при удовлетворении следующих требований:
(а) Работа должна быть выполнена в полном соответствии с разрешенным или согласованным планом работы.
(б) Выполненная работа и устройство должны удовлетворять технические нормативы, установленные приказом Министерства внешней торговли и промышленности.
г. Время и метод осуществления инспекции.
Инспекция осуществляется для каждой стадии работы в соответствии с правилами, установленными на основе Закона об электроэнергетической промышленности Это объясняется тем, что у некоторых предметов удовлетворение требований технических нормативов может уточняться только в ходе выполнения строительных работ, а также тем, что для обеспечения безопасности некоторые пункты должны уточняться только в процессе работы. Так как инспекция осуществляется для уточнения отдельных требований в отдельной стадии работы, предметы и методы проверки определяются в зависимости от содержания конкретной работы. Для атомной электростанции определены стадии работы и содержание осуществляемой проверки следующим образом. (Правила для исполнения Закона об электроэнергетической промышленности):
(а) Для реактора, системы охлаждения реактора, системы КИП, устройства топлива, устройства контроля радиоактивности, устройства для обработки отходов и устройства контейнмента - инспекция производится тогда, когда становится возможным проведение испытаний по конструкции, прочности или утечке.
(б) Для паровой турбины - инспекция производится тогда, когда завершен монтаж нижней части кожуха турбины. Для вспомогательного котла - после завершения монтажа котла.
(в) Инспекция производится, когда реактор достигает критического состояния.
(д) Инспекция производится после окончания всех работ, изложенных в плане проведения работ.
(2) Инспекция тепловыделяющего тела.
Все ядерно-топливные вещества, используемые в качестве топлива атомного реактора, должны проходить инспекцию в каждой стадии обработки. Это называется инспекцией тепловыделяющего тела. Этой инспекции подлежат не только топливное вещество и оболочки твэла, но и все детали, составляющие ТВС.
(3) Инспекция сварки.
а. Цель инспекции.
Оболочки, в которых содержится радиоактивное вещество высокой концентрации, или сосуды высокого давления, в которых находится пар или другое вещество с высокой температурой и высоким давлением, могут вызывать большую потерю при их разрушении. Для предотвращения возникновения такой аварии, с целью обеспечения нормальной работы, осуществляется инспекция сварки, играющая большую роль в процессе их строительства, на каждой стадии работы.
б. Объекты инспекции.
Объектами инспекции являются реактор, оболочки или сосуды для контейнмента реактора или для системы охлаждения реактора, оболочки и сосуды для системы КИП и для системы регулирования радиоактивности, которые должны работать как предохранительные устройства во время аварии.
в. Критерии годности.
(а) Сварка должна выполняться методом, заранее разрешенным Министерством внешней торговли и промышленности.
(б) Сварка должна удовлетворять требованиям технических нормативов, установленных приказом Министерства внешней торговли и промышленности.
(4) Периодическая инспекция.

  Установитель электростанции обязан обеспечить периодическую инспекцию, проводимую Министром внешней торговли и промышленности, электротехнических сооружений и оборудования, входящих в состав электростанции и важных для обеспечения безопасности и бесперебойного снабжения электроэнергией.
а. Цель инспекции.
Цель инспекции состоит в том, чтобы обеспечить поддержание нормального состояния атомной электростанции и управления ей, и тем самым обеспечить безопасную эксплуатацию АЭС.
Для этого выполняются следующие задания.
(а) Обеспечить безопасность электротехнических сооружений и оборудования путем проверки изменений, возникающих в нем с истечением времени и с его продолжительной эксплуатацией.
(б) Обеспечить бесперебойное снабжение электроэнергией путем предотвращения снижения работоспособности оборудования и ухудшения его качества.
б. Объект инспекции.
На атомной электростанции следующие объекты должны проходить периодическую инспекцию.
(а) Паровая турбина.
(б) Энергетический реактор и его вспомогательное оборудование (реактор, система охлаждения реактора, система КИП, устройство топлива, устройство регулирования радиоактивности, устройство обработки отходов, защитная оболочка реактора, Вспомогательный котел и резервный генератор электрического тока).
в. Срок прохождения инспекции.
Сроки прохождения инспекции определены следующим образом.
(а) Для паровой турбины - с интервалом 2 года, плюс-минус 1 месяц.
(б) Для энергетического реактора и его вспомогательного оборудования - ежегодно, плюс-минус 1 месяц.
г. Метод инспекции.
В зависимости от важности и состояния эксплуатации каждого устройства производятся разборка, проверка с вскрытием, а также контроль функции и др., и уточняется отсутствие снижения безопасности и бездефектности устройства после времени, в течение которого они находились в эксплуатации, а также оценивается степень надежности для обеспечения безотказной работы в предстоящей эксплуатации.
д. Критерий годности.
Как выше изложено в пунктах "Цель инспекции" и "Метод инспекции", критерием годности является сохранность безопасности и бездефектности устройства после истечения данного периода эксплуатации.

Надзор за управлением работами

В Японии, параллельно с уточнением безопасности оборудования АЭС с помощью технических нормативов и путем экспертизы безопасности и инспекции, осуществляются и меры обеспечения безопасности в управлении АЭС на основе Положения для обеспечения безопасности, установленных в соответствии с Законом о регулировании атомных реакторов. В этом Положении для обеспечения безопасности определены требования для следующих вопросов:
(1) О служебных обязанностях и организациях.
(2) Об обучении тех работников, которые осуществляют управление атомной станцией и заведование предприятием атомной энергетики в части обеспечение безопасности.
(3) Об управлении оборудованием АЭС.
(4) Об оценке безопасности атомной станции.
(5) О создании регулируемой зоны, охраняемой зоны и окружной подконтрольной
зоны, а также об ограничении входа людей в эти зоны.
(6) Об устройстве контроля отработавшего газа и сбрасываемой воды.
(7) Об эквиваленте дозы, о концентрации радиоактивного вещества, о контроле
концентрации радиоактивного вещества на поверхности предмета, загрязненного
радиоактивным веществом, а также о дезактивизации.
(8) Об обращении с измерителем радиоактивности.
(9) Об охране и проверке атомной станции и о связанных с ними мерах.
(10) О самостоятельной периодической инспекции атомной станции.
(11) О сдаче-приемке ядерно-топливного вещества, о его транспортировке и хранении.
(12) О обработке и ликвидации радиоактивных отходов.
(13) О мерах, принимаемых во время аварии.
(14) О документации записей, связанных с безопасностью атомной станции.
Для осуществления надзора за безопасностью эксплуатации атомного реактора, установитель атомного реактора обязан назначив главного инженера, имеющего свидетельство о квалификации главного инженера по управлению атомным реактором, которое дается при прохождении экзамена, проводимого начальником Управления по делам науки и техники. Главный инженер должен обладать глубокими знаниями об атомном реакторе и должен уметь выдавать необходимые распоряжения работникам.
Помимо этого, учреждена система квалификации главного дежурного ("Главный дежурный" осуществляет непосредственное руководство работой всего дежурного состава в зале управления АЭС.), и в каждую АЭС направляется специальный инспектор для проведения надзора за управлением атомной станцией. Таким образом установлена самая надежная система надзора за управлением АЭС, которое осуществляют электроэнергетические предприятия.

Прочие требования.

Гарантийные меры.
Для уточнения того, что ядерное вещество не используется для ядерного оружия, Закон о регулировании ядерных реакторов обязывает каждое предприятие атомной энергетики создать системы подсчетов и регистрирования ядерных веществ. Предприятие должно регистрировать все случаи сдачи-приемки и хранения ядерных веществ и представлять отчет о них правительству. Закон дает правительству право направить инспекторов на предприятия атомной энергетики для уточнения правильности отражения в этих отчетах действительного состояния и количества ядерных веществ, проводить проверку на месте документов и наличия веществ, а также при необходимости применять контрольно- измерительные приборы, запечатывать или конфисковать ядерные вещества.

Безопасное проектирование

2.9. 1. Цель безопасного проектирования
Первая цель безопасного проектирования заключается в том, чтобы защитить коллектив АЭС и население от чрезмерно большого лучевого удара, который может возникнуть при ненормальном переходном процессе обычной эксплуатации, а также заранее предполагаемом состоянии аварии.
С целью обеспечения безопасного проектирования АЭС должна быть спроектирована на основании концепции глубокой защиты. А именно:
• предотвращение отклонений от нормального состояния во время эксплуатации
• принятие необходимых мер для предотвращения нарастания опасности при ненормальном состоянии;
• предотвращение чрезмерно большого выброса радиоактивных веществ в окружающую среду.
Вышеизложенная концепция должна быть применена не только для проектирования, но и для
строительства и эксплуатации АЭС.
2.9.2 Конспект безопасного проектирования
(1) Защитные системы безопасности.
* Система приостановки атомного реактора,
* Система технологически безопасных сооружений.
(2) Технологически безопасные сооружения.
Технологически безопасные сооружения являются оборудованием, предназначенным главным образом, для сдерживания или предотвращения чрезмерно большого выброса в окружающую среду при аварии, связанной с потерей теплоносителя.
* Система аварийного расхолаживания активной зоны (САОЗ),
* Защитная оболочка РУ (Контейнмент) (включен запорный вентиль),
* Система охлаждения контейнмента и система спецочистки атмосферы устройств и ангара, помещающего контейнмент,
* Система контроля за концентрацией горючих газов.
2.9.3 Концепция безопасного проектирования
(1) Мультиплетные барьеры.
Установить барьер для крупномасштабного рассеивания радиоактивных веществ топлива.
* Несущий давление корпус теплоносителя атомного реактора.
* Несущий контейнмент корпус.
Несущий давление корпус теплоносителя атомного реактора, имея теплоноситель при нормальном режиме эксплуатации атомного реактора, обеспечивает одинаковое с реактором давление и при отклонении переходного процесса, а также в серьезных условиях аварии формирует барьер по давлению и представляет собой сооружения, начинающиеся в зоне, где представляется состояние аварии, связанной с потерей теплоносителя в случае разрушения барьера.
Несущий контейнмент корпус - это сооружение, которое работает в качестве барьера для рассеивания радиоактивных веществ и рассчитанное так, что при аварии, связанной с потерей теплоносителя, формирует несущий давление корпус.
(2) Мультиплетность, многообразность.
Мультиплетность: имеются более двух систем или установок одинакового характера, обладающих одной и той же функцией.
Многообразность: имеются более двух разных по характеру систем, или установок разного характера, обладающие одной и той же функцией.
(3) Критерий одиночного дефекта.
Критерий одиночного дефекта: потеря установленной функции безопасности одной причиной, включаются дефекты, вызываемые вторичными причинами.
(4) Независимость.
Независимость: неприпятствие работоспособности не менее двух систем или устройств из-за общих или независящих друг от друга причин в условиях окружающей среды или состоянии эксплуатации, учитываемых при проектировании.
2.9.4. Утверждение безопасного проектирования
(1) Когда электрическая компания подает заявку для разрешения на строительство АЭС, соответствующий государственный орган производит экспертизу правильности и целесообразности проектирования, в том числе, и проектирования безопасности. Эта экспертиза безопасности производится в соответствии с инструкцией комитета безопасности атомной энергетики.
(2) В инструкции по экспертизе разных объектов определены конкретные содержание и способы безопасного проектирования.

2.10 Строительство, контроль над пробной эксплуатацией

При строительстве АЭС, с целью уточнения безопасности, эксплуатационного качества и функции, в первую очередь производится инспекция материалов и сварки, а на заводе инспекция производственной сборки, на основании технического стандарта, разрешения ведомством плана строительных работ, критерием безопасности связанной с установкой атомного реактора. В процессе установки, испытания, пробной эксплуатации производятся разные тщательные испытания, проверки и инспекции.


Группировка

Инспекция внутри электрической компании

Инспекция государственным ведомством

Инспекция, связанная с конструкцией, прочностью, или утечкой.

Инспекция на заводе, инспекция испытания установки.

Инспекция сварки, инспекция топлива, инспекция перед применением (поз. а, б)

Испытания, связанные с конструкцией,
эксплуатационным качеством

Пробный пуск отдельного оборудования, испытание работы в холодном состоянии, испытание в горячем состоянии, испытания повышения мощности

Инспекция перед применением (поз. в, г, д)

______ Эти испытания и инспекции можно разделить грубо на две группы.___________________
Вышеизложенные испытания и инспекции осуществляют последовательно со стадии испытания на заводе до начала эксплуатации АЭС.
Ниже кратко изложим суть разных испытаний и инспекции в стадии строительства АЭС.
1. Испытания и инспекция, связанные с конструкцией, прочностью или герметичностью.

  1. Испытания на заводе.

В процессе производства оборудования производитель производит ряд разных испытаний, в том числе инспекцию материалов, инспекцию по внешнему виду, инспекцию герметичности под давлением, инспекцию эксплуатационного качества и т. п. Для удобства проведения, инспекция сварки, часть инспекции перед применением, инспекция топлива выполняются как часть заводского испытания.

  1. Монтажные испытания и инспекция.

Монтажные испытания и инспекция - это общее название разных испытаний и инспекций, которые производятся в стадии сборочно-установочной работы, например, приемная инспекция оборудований, инспекция по качеству фундамента установки, зданий, инспекция монтажных работ, в частности сюда включены инспекция размеров, испытание и инспекция конструкции, прочности, герметичности, а также испытание на последовательное управление контрольно-измерительных приборов. Кроме того, за это время производятся инспекция сварки, инспекция поз. а и б перед применением.

  1. Инспекция сварки.

Инспекция сварки производится относительно сварочной части сосудов, емкостей, баков, трубопроводов и т. п. на основании 48-ой статьи Закона об электроэнергетической промышленности. Инспекция сварки осуществляется в стадии испытания материалов, в отношении формы и размеров предполагаемых мест сварки, по качеству самой сварочной работы, при проведении испытания методом неразрушающего контроля (без разрушения образца), снятия внутренних напряжений, механического испытания, испытания под давлением и т. п. Инспекция сварки осуществляется при поступлении заявок от лица, исполняющего сварочные работы (производителя), ближайшей ассоциацией технического контроля АЭС (фондовое юридическое лицо).
Эта инспекция проводится согласно методу сварочной работы, заранее разрешенному и подтвержденному ведомством с целью уточнения удовлетворяются ли технические нормы.
Результаты инспекции должны быть доложены начальник· торгово-промышленного управления министерства.
Между прочим, испытание под давлением, испытание на герметичность должны выполняться в качестве испытания перед применением поз. а.

  1. Инспекция сборок твэлов.

Сборка твэлов подвергается инспекции министра внешней торговли и промышленности по каждому процессу обработки, установленному постановлением министра внешней торговли и промышленности на основании 46-ой статьи Закона об электроэнергетической промышленности.
Инспекция производится с целью уточнения, выполняется ли обработка согласно проектированию, заранее подтвержденному министром внешней торговли и промышленности и удовлетворяет ли техническим нормам, установленным постановлением того же министерства.
А после ввоза в место установки и перед загрузкой топливного комплекта в атомный реактор, теперь на месте, производится приемная инспекция с целью уточнения, не получены ли повреждения во время перевозки.
2.Инспекция связанная с функцией и эксплуатационным качеством.

  1. Пробная эксплуатация отдельных видов оборудования.

Эта инспекция производится за время с монтажа до пробной эксплуатации, в ходе ее, главным образом, проверяются в режиме пробной эксплуатации, насосы, вентиляторы, компрессоры т. д. В общем, испытания производятся при совместном присутствии группы монтажных работ и группы пробной эксплуатации. После того, как инспекция убедится в отсутствии отклонений от нормы, дальнейший контроль над пробной эксплуатацией выполняется только группой пробной эксплуатации.

  1. Рабочие испытания в холодном состоянии.

"Рабочие испытания в холодном состоянии" - это общее название тех испытаний, которые производятся при постоянной температуре и давлении первого контура охлаждения реактора, т. е. испытания в обычном холодном состоянии. Испытание производится после завершения пробной эксплуатации отдельных видов оборудования, последовательно по каждой системе, с проверкой эксплуатационного качества.
Некоторые испытания осуществляются отдельно по одной системе. После этого можно выполнять испытание по комбинированной системе, объединив несколько отдельных систем. Число таких комбинаций довольно велико и варианты комбинаций многообразны. Таким образом, это испытание продолжается достаточно длительный срок.
Когда идет испытание этого типа, возможно, что на ряде систем все еще идут монтажные работы. Поэтому при проведении испытания нужно иметь тесный контакт с надлежащими или имеющими отношение секциями АЭС. Следовательно, испытание в холодном состоянии является очень важным предварительным испытанием, при помощи которого можно уточнить эксплуатационное качество не только как отдельной системы, а как комбинированной общей системы.
Нужно это испытание совершить полностью перед загрузкой топлива и провести инспекцию такую же, как инспекция перед применением поз. в.

  1. Испытание в горячем состоянии.

Это испытание представляет собой синтетическое испытание первичной системы охлаждения атомного реактора, которое производится при одинаковой температуре и одинаковом давлении системы в режиме эксплуатации реактора (в горячем состоянии) только без загрузки топлива.
Испытание производится в одинаковых условиях настоящего рабочего состояния, по всей системе, в частности, производится испытание на повышение скорости оборотов паровой турбины вторичной системы. При пусковом испытании электростанции, это безрадиоактивное испытание, которое позволяет определить эксплуатационные качества АЭС, очень удобно и эффективно.
Способ испытания заключается в том, что при помощи главного циркуляционного насоса и подогревателя компенсатора объема, повышается давление до уровня режима нормальной эксплуатации, а температура до температуры в условии без нагрузки (горячее состояние) и проводится эксплуатационное испытание первого контура охлаждения реактора. Одновременно, подав пар через парогенератор вторичной системе, можно проводить испытание на повышение скорости оборотов паровой турбины.
Это испытание, подобно испытанию в холодном состоянии, должно быть выполнено перед загрузкой топлива и является объектом испытания поз. в до эксплуатации.

  1. Испытание повышения мощности.

После загрузки топлив до наступления состояния критичности проводят испытания привода регулирующих стержней и внутрикорпусных контрольно измерительных приборов, которые возможно провести только после загрузки топлив. Кроме того, проводят измерение параметров потока (расхода) системы охлаждения реактора, давление пульверизатора компенсатора объема, характеристика которых изменяется при загрузке топлива в АС. Таким образом, окончательно проверяют работу системы. При завершении испытаний достигают впервые критичности путем разбавления концентрации борной кислоты и отвода регулирующих стержней.
После этого с целью уточнения правильности ядерного расчета и надежности АС. проводят безнагрузочное физическое испытание. После завершения испытания без нагрузки надо начать испытание повышения мощности. На этой стадии провести сличение экспериментально полученных данных разных физических величин с теоретическими данными, которые применялись в стадии проектирования АС. Провести испытания на пуск системы турбогенератора. Провести эксплуатационные испытания параллельного питания, провести ряд эксплуатационных испытаний, связанных с управляемой характеристикой, в том числе, с переходной характеристикой АС.
Что касается физического испытания реактора, на заданном уровне энерговыделения, провести ряд измерений: измерения распределения энерговыделения, измерение
коэффициента энерговыделения, испытание для калибрования и сличения внутрикорпусных и внекорпусных контрольно-измерительных приборов: провести испытание на отвод и загрузку погашающего стержня кластерного типа, и подтвердить полную безопасность при эксплуатации.
По поводу испытания, связанного с управляемой характеристикой эксплуатационных качеств АС, провести испытание оборудований автоматического управления, испытание для изменения нагрузки, испытание на выключение нагрузки, измерение теплового равновесия и уточнить, что АЭС можно эксплуатировать безопасно и эффективно. В качестве заключительного всеобщего испытания, провести испытание на непрерывную эксплуатацию при номинальном режиме энерговыделения и убедиться в отсутствии какого-либо препятствия для подачи электроэнергии и возможности устойчивой и надежной работы АЭС при заданной функции и эксплуатационном качестве устойчиво и надежно в длительный срок.
Испытания после загрузки топлива можно грубо разделить на два испытания, т. е. испытание до наступления критичности и испытание на повышение мощности. Испытание до наступления критичности является предметом испытания до эксплуатации по поз. г, а испытание на повышение мощности - предметом испытания до эксплуатации по поз. д. После успешного прохождения пускового эксплуатационного испытания при номинальной мощности начинается эксплуатация АЭС.



 
« Основные показатели Северо-Западной ТЭЦ   Основные технические характеристики турбогенераторов мощностью 50 МВт и более »
электрические сети