Yat túlterhelése

előző ◈ a következő

A túlterhelés vezetési sorrendjének követelményei

8. A nukleáris üzemanyag túlterheltsége.
8.1 Bevezetés

A hajtómû normál mûködése alatt a technikai folyamat rendes menetének köszönhetõen a munkát helyhez kötött és tranziens üzemmódokban értjük. A normális működés módjai azok az alapszabályok, amelyekkel a személyzet az üzem teljes élettartama alatt naponta foglalkozik. Ilyen rendszerek magukba foglalják az indításokat, a különböző teljesítményszinteken való működést, az áttelepített folyamatokat, amelyek az állomásterhelés megváltoztatásával, a berendezések javításának tervezett leállításával és a nukleáris tüzelőanyag túlterhelésével kapcsolatosak.

A normál működés magában foglalja a hajtómű működtetését a reaktorüzem műszaki projektje által meghatározott működési határértékeken belül, normál működés esetén.

A normál működésre vonatkozó működési határértékeken túlmenően a reaktorüzem műszaki kialakítása meghatározza a biztonságos üzemeltetés határait, vagyis a folyamatparaméterek értékeinek határait, amelyek megsértése balesetekhez vezethet, amelyek károsítják a fizikai biztonsági korlátokat. A technológiai folyamat paramétereinek fenntartása a normál működés határain és körülményei között a személyzet fő feladata.

Biztonsági szempontból a személyzet feladatai a következők:

  • a fizikai biztonsági korlátok állapotának ellenőrzése;
  • a biztonsági rendszerek működőképességének felügyelete és a biztonság szempontjából fontos;
  • a rendszerek és a berendezések működésében bekövetkező kudarcok felderítése és megszüntetése, valamint megsértése.

    Ezeknek a feladatoknak a teljesítéséhez a személyzetet működési dokumentáció vezérli, különös tekintettel a technológiai előírásokra, a reaktorgyártó és más alapvető és segédberendezések üzemeltetésére vonatkozó utasításokra. Vészhelyzet esetén a személyzetet a balesetek felszámolására vonatkozó utasítások vezérlik.

    Az üzemben tartó személyzet figyelemmel kíséri a reaktor üzemállapotát, és biztosítja három biztonsági funkció teljesítését minden üzemmódban, ideértve a leállítási reaktorokban végzett műveleteket is.

    Ábra. 8.1.1 Biztonsági funkciók

    Az AS normál működésének kulcskérdése a három alapvető biztonsági funkció elvégzéséhez szükséges berendezések és rendszerek rendelkezésre állása:

    1. A reakciókészség ellenőrzése és kezelése:

  • a reaktivitás mértékének ellenőrzése;
  • az energia kibocsátás és a mag neutron teljesítményének szabályozása;
  • a reaktor gyorsulási idejének ellenőrzése;
  • a fent említett paraméterek mérési csatornáinak működési kapacitásának fenntartása;
  • a reaktor sürgősségi védelmi rendszerének készenléti ellátása;

    2. Hűtőborda a magból:

  • az elsődleges hűtőközeg hőmérsékletének és nyomásának névleges értékeinek figyelése és karbantartása;
  • a gőzfejlesztők szintjének ellenőrzése és fenntartása;
  • a vészhelyzeti hűtőrendszerek készenléti ellátása;

    3. A radioaktív termékek megőrzése:

  • a radioaktív termékek szivárgását és felszabadulását, valamint a normál működésre megállapított határértékek túllépését;
  • a félig szervizelt, karbantartott helyiségekben végzett tevékenység ellenőrzése, valamint az elszigetelés aktivitása, nyomása és hőmérséklete, valamint annak szorossága;
  • a hűtőfolyadék hasadási radioaktivitását.

    Normál üzemelés esetén a speciális üzemmódok a "stop for overload" és "fuel overload" üzemmódok. Ezek a rendszerek folyamatosan éberséget és figyelmet igényelnek a működtető személyzettől.

    A WWER-1000 hajtóművekben az üzemanyag-áttöltés "kicsi" sorozatát hajtják végre egy decompacted primer áramkörön, vagyis nincs harmadik fizikai biztonsági korlát. A rendszerek és a berendezések állapota nem felel meg a hatalom működési módjának. A bórkoncentráció csökkentése a primer áramkör hűtőfolyadékában és a nukleáris üzemanyag kezelése során felmerülő hibák száma növekszik. Ezért a tápegység leáll, a kezelő személyzet szükséges, hogy fordítsanak különös figyelmet a nyomon követése és biztosítása szubkritikus reaktor (az első alapvető biztonsági elemek), és végezze el a munkát a szabályoknak megfelelően a nukleáris és sugárbiztonsági.

    A leállítási egységnél javításra kerül sor a reaktor hűtésére szolgáló berendezéseken és technológiai műveleteken, ami a maghűtés elvesztéséhez vezethet. Emiatt a javítási munkák és a hűtőrendszerek állapotának megváltoztatása során folyamatosan figyelni és biztosítani kell egy második alapvető biztonsági funkciót - a reaktor magjának hűtése (a túlfolyó hűtése).

    Ezenkívül a leállító berendezésen végzett javítási munkák során a légzsilip nyitva van, és az elzáró burkolat leválasztásra kerül: a negyedik biztonsági zár. Amikor az első áramkört dekompresszálják (a harmadik biztonsági korlát), két biztonsági korlátot azonnal kivonnak a működésből, és a harmadik funkció biztosításának fontossága - a radioaktív termékek elszigetelése és elszigetelése - növekszik.

    Szerint YU RU AS - 89, túlterhelés CORE (túlterhelés) - Nukleáris - veszélyes munka PV betöltés, eltávolítás és mozgása fűtőelemek (üzemanyag), az eszközöket a reaktivitás és egyéb elemek, amelyek befolyásolják a reaktivitás, abból a célból, javítás, csere és leszerelés.

    Különböző módok vannak az újratöltésre: "száraz", "nedves", vegyesen, a hatalomban, a REM (töltő / kirakógép) vagy az MP (gépi túlterhelés) segítségével stb.

    A "nedves" módszert alkalmazzák a VVER típusú összes reaktorra. A "nedves" módszerrel a fűtőelemek elhelyezését egy nagy vízréteg alatt mozgatják az MP segítségével.

    A reaktortartályt újratöltik, hogy:
    · A tüzelőanyag-részegységeknek az égetett üzemanyag részek cseréje "frissen";

  • · A CPS, az SVP és az FA CPS átrendezése a reaktormagban és a gazdaságban (túlterhelés) medencében (BW, BP).

    • A tüzelőanyag-részegységeknek a reaktorból történő teljes kiürítésével történő túlterhelés a hajótest ellenőrzése céljából történik (1 alkalommal 4 év alatt). Ebben az esetben nem csak az összes üzemanyagegységet nyeri vissza, hanem a reaktor belső részeit is. A visszanyert üzemanyag-szerelvények a BV-ben és a VUU-ban vannak elhelyezve a reaktortér központi helyén. Részleges túlterhelés FA végzett folyamatos jelenlétében égett üzemanyag-kazetták a reaktorban, és tartalmaz egy cserealkatrész friss nukleáris fűtőelemek és belső permutációját részben elégett üzemanyag-kazetták a reaktorban függően túlterhelés áramkör. A túlterhelés bizonyos szakaszaiban a tüzelőanyag-burkolat (CGO) tömítettségét meghatározott térfogatban kell ellenőrizni. Mennyiségű CLC (száma és típusa a fűtőelemköteg) hűtőfolyadék által meghatározott fajlagos aktivitása és izotóp-összetétel előtt reaktor leállítása túlterhelés. A KSH-k minden FA számára vagy korlátozott körben végezhetnek.

    Tilos a hibás teleszkópos rendszerrel való túlterhelés végrehajtása. A kiégett üzemanyag-kazetta rakodnak a rekeszek (kazettát és konténer) tároló medence, amelynek állványok tömörítetlen (FA elrendezése menetemelkedése 400 mm) és a tömörített (elrendezés pályát FA 300 mm) az üzemanyag. A tüzelőanyag-elemek nem hermetikus héjaival rendelkező tintapatronokat zárt tartályokban, a medencében áztassa. Az üzemanyag-szerelvények túlterhelése és tárolása legalább 16 g / kg bórsavkoncentrációjú vízréteg alatt történik. Eltávolításához bomlási hő a kiégett fűtőelemek a BW tárgya egy csillapító rendszer, amely megengedhető a víz hőmérséklete nem több, mint 500 ° C normál körülmények között és nem több, mint 700 ° C, teljes mag vaginosis. A kiégett fűtőelemeket az atomerőmű területéről a TK-13 speciális szállítótartályokban (TK-10) exportálják.

    Túlterhelés előtt:
    - berendezések és rendszerek előkészítése a túlterhelésre;
  • - a szükséges dokumentáció készül;
  • - a reaktor szétszerelése;
  • - a magot, a BV polcát vizsgálva idegen tárgyak hiányában;
  • - a BP-t vízzel legalább 16 g / kg bórsav koncentrációval töltsük be;

  • - "A víz és oldatok véletlen belépésének megakadályozására szolgáló intézkedések a reaktorba és az első áramkörbe" kerülnek bevezetésre.

    • A reaktor technológiai rendszereinek kezdeti állapota a túlterhelés megkezdése előtt:
    - a reaktor legalább 72 órán át szubkritikus;
  • - A primer áramkörben a víz nyomása légköri nyomásra csökken;
  • - a reaktort lebontották (BZT és VB eltávolították);
  • - a túlterheléses medencét vízzel töltötték 36,6 m-re az 1. blokk és 37,4 m a 2. blokk esetében;
  • - a hűtőközeg hőmérséklete a reaktor kimeneténél nem nagyobb, mint 60 ° C;
  • - a hűtőközeg hőmérséklete a BV-ben nem nagyobb, mint 35 0С;
  • - a bórsav koncentrációja BP-ben legalább 16 g / kg;
  • - Az áztató medence hűtési rendszere hatékony;
  • - A CBO-4 működik;
  • - a túlterhelés-figyelő rendszer (CSC) működőképes;
  • - Az ACNP egy csoportjának legalább három CI csatornája működhet;
  • - Az egység saját igényeinek tápellátását az RTSN biztosítja, és legalább két dízelgenerátor működik, amely megfelel a működő TH, TX rendszereknek;
  • - a TL13, TL40, TL70 szellőztetőrendszer működésében;
  • - A CZ sugárzási helyzetének folyamatos ellenőrzése történik;

  • - a vezérlőhelyiség, a központi feldolgozó állomás és a távvezérlő közötti kommunikáció működtethető.

    • A nukleáris üzemanyaggal való munkavégzés minden szakaszában meg kell felelni a "Nukleáris biztonsági tárolás, szállítás és a nukleáris üzemanyag újratöltése során a nukleáris biztonság biztosítására vonatkozó utasítások a Kalinini Atomerőműben".

    A tüzelőanyag-burkolat (CLC) tömítettségének ellenőrzése a "KGO TVEL rendszer üzemeltetési utasításának" megfelelően történik. A tüzelőanyag-elemek nem hermetikus héjaival rendelkező tintapatronokat zárt tartályokban, a medencében áztassa. Az üzemanyagtartály (CGO) tömítettségét ellenőrizni kell a reaktor kiürített bányájával. Ebből a célból egy vízcsapot (shandora) szerelnek fel, a tartályt 36,6 m-re töltik fel. A BW feltöltésekor ellenőrizni kell, hogy nincs-e szivárgás a kandoron keresztül. Ha szivárgás következik be, hagyja abba a töltést, és végezze el a shandoor újbóli konszolidációját.

    Amikor az SNF szállítást végzik, "Biztonsági intézkedéseket kell végrehajtani a kiégett nukleáris üzemanyagnak az üzemre történő elküldésekor".

    A PS CPS cseréje esetén az SVP engedélyezett, ha a reaktor tengelye 30,0 m-re van feltöltve.

    Kapcsolódó cikkek

    előző ◈ a következő