Основные состояния РУ

Проектные пределы и условия, защиты САОЗ, уставки АЗ

Содержание

1. Основные определения. 2

2 Основные состояния РУ.. 7

3 Проектные пределы.. 9

3.1 Пределы безопасной эксплуатации. 9

3.2 Эксплуатационные пределы.. 11

4. Условия безопасной эксплуатации РУ.. 16

5. Эксплуатационные пределы и условия безопасной эксплуатации РУ в переходных режимах работы энергоблока. 19

6. Сигналы на запуск систем безопасности. 20

7. Сигналы АЗ, УРБ, ПЗ-1, ПЗ-2. 26

7.1 Действие и сигналы АЗ. 26

7.2 Действие и сигналы УПЗ. 31

7.3 Действие и сигналы ПЗ-1. 32

7.4 Действие и сигналы ПЗ-2. 33

7.5 Действие и сигналы АРМ.. 34

8. Роль и место СУЗ в системе управления энергоблоком АЭС.. 36

 

 

Источники:

1. ОПБ-2008 - Общие положения безопасности атомных станций (НП 306.2.141-2008)

2. МАГАТЭ - Пределы и условия для эксплуатации и эксплуатационные процедуры для атомных электростанций. Серия руководства. № NS-G-2.2.

3. ТРБЭ ЗАЭС-5 - Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока №5 Запорожской АЭС (ГТ.РГ.1794/09.ИИ)

4. Основы безопасности АЭС с водоводяными реакторами. В.А. Герлига, В.В. Полтавченко, В.И. Скалозубов. Киев, 1993.

Основные определения

Проектные пределы – значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и АС в целом, установленные в проекте для нормальной эксплуатации и нарушений нормальной эксплуатации, включая предаварийные ситуации и аварии.

Эксплуатационные пределы – значения параметров и характеристик состояния систем (элементов) и АС в целом, заданных проектом для нормальной эксплуатации.

Пределы безопасной эксплуатации АС – установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

Условия безопасной эксплуатации – установленные проектом минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности.

Эксплуатация с отклонениями – эксплуатация АС с нарушением эксплуатационных пределов или условий, но без нарушения пределов или условий безопасной эксплуатации.

При нормальной работе РУ температура теплоносителя не является абсолютно стабильной, она немного изменяется, но сохраняется в области стационарной эксплуатации с помощью автоматической системы управления РУ или действий оператора в соответствии с эксплуатационными инструкциями.

Если температура превысит значения стационарной области вследствие, например, изменения нагрузки блока или отказа системы управления и достигнет уставки предупредительного сигнала, то оператор должен предпринять действия дополняющие действия автоматических систем для снижения параметра до стационарных значений, не позволяя ему достичь предела НЭ (кривая №1). При оценке хода изменения температуры принимают во внимание некоторую задержку ответных действий оператора.

Пределы НЭ (или по ОПБ – эксплуатационные пределы) могут быть выбраны на любом уровне между областью стационарной эксплуатации и уставками срабатывания СБ на основе результатов анализа безопасности. Как правило, имеются запасы между уставками предупредительных сигналов и пределами НЭ, для того, чтобы учесть обычные флюктуации, возникающие при нормальной эксплуатации. Обычно также существует зазор между эксплуатационными пределами и уставками для приведения в действие СБ для того, чтобы дать возможность оператору управлять переходным процессом, не допуская включения СБ. Если достигнут эксплуатационный предел, но оператор успешно предпринял корректирующие действия для предотвращения достижения уставок СБ, то переходный процесс будет иметь вид, представляемый кривой №2.

При неправильных действиях систем управления, ошибках операторов или по каким-либо другим причинам, контролируемый параметр может достичь уставки СБ в точке А, что приведет к срабатыванию СБ, в нашем случае – АЗ. Действие этой системы будет эффективно только в точке В из-за внутренних задержек в схемах и малой эффективности исполнительных органов в начале их движения, когда они полностью выведены из активной зоны. Поэтому следует обеспечить такую эффективность АЗ, чтобы предотвратить достижение предела безопасной эксплуатации и возможное повреждение оболочек твэлов (такому ходу процесса соответствует кривая №3).

Пределы безопасности устанавливаются с целью предупреждения неприемлемых выбросов радиоактивных веществ со станции. Пределы устанавливаются, с одной стороны, для величин сбросов и выбросов радиоактивности за пределы станции, допустимой негерметичности твэлов, протечек теплоносителя из активного контура и т.п., а, с другой, – для некоторых технологических параметров (температур топлива и оболочек твэлов, давления теплоносителя и т.д.) и других эксплуатационных характеристик, могущих повлиять на выход радиоактивности из топлива, из контура теплоносителя или за пределы станции.

Пределы безопасности можно объединить в три группы:

· пределы, ограничивающие годовые выбросы и сбросы радиоактивных веществ за границы станции, а также облучения персонала;

· пределы, устанавливающие максимальные уровни активности теплоносителя и протечек из первого контура;

· максимально допустимые значения наиболее важных для безопасности технологических параметров.

Наконец, в случае отказа, который выходит за рамки наиболее тяжелых событий, на которые рассчитана станция, либо в случае отказа или многочисленных отказов СБ, может стать возможным превышение температурой оболочек топлива установленных пределов безопасной эксплуатации (кривая №4) и, как следствие, произойти повреждение оболочек твэлов и выброс радиоактивных веществ.

 

Далее дополнительно к АЗ могут быть включены другие СБ (или при достижении аварийных уставок другими параметрами, или операторами), чтобы в ограничить последствия аварии, т.е. приняты меры по управлению аварией.

 

 

Уставки систем – это те значения технологических параметров, при достижении которых СБ или отдельные защитные устройства автоматически включаются в работу. Они ограничивают развитие ожидаемых при эксплуатации событий так, чтобы либо не превышались пределы безопасности, либо смягчались последствия постулированных аварий. Уставки, естественно, могут быть различными для различных состояний станции. Например, для низких мощностей реактора требуются более низкие уставки защиты по уровню мощности.

Чтобы избежать слишком частого срабатывания СБ, что нежелательно, уставки по технологическим параметрам устанавливаются так, чтобы оставить приемлемые интервалы запаса между нормальными рабочими значениями параметров и заданными уставками, не допуская, конечно, ухудшения требуемой эффективности СБ.

Пределы и условия НЭ (ПУ НЭ) предназначены для того, чтобы обеспечить надежную и безопасную эксплуатацию блоков АЭС во всех режимах в границах, определенных в проекте. При этом для каждого режима НЭ они устанавливаются индивидуально, отражая его специфику.

ПУ НЭ включают в себя пределы по технологическим параметрам (мощности реактора, температурам, давлениям, уровням, расходам и т.д.) для всех важных для безопасности систем, ограничения по скоростям изменения этих параметров, по допустимому количеству нормальных и экстренных переходных режимов, а также другие важные для безопасности и надежности эксплуатации параметры, такие как химический состав и радиоактивность рабочих сред, величины их утечек или протечек, выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду и т.п. ПУ НЭ включают в себя также предписанные регламентом действия персонала и допустимое время для выполнения этих действий.

Консервативный подход - подход, согласно которому для параметров и характеристик конструкций, систем и элементов АС принимаются значение и границы, которые заведомо приводящие к более неблагоприятным результатам.

Классическое определение:

Консерватизм (от лат. conservo — сохраняю) — приверженность традиционным ценностям и порядкам, неизменность чего то.

Принцип единичного отказа – принцип, в соответствии с которым система должна выполнять заданные функции при любом требующем ее работы исходном событии и при независимом от исходного события отказе одного из активных элементов или пассивных элементов, имеющих механические движущиеся части.

Пассивная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой связано только с событием, которое повлекло ее работу, и не зависит от работы другой системы (элемента). По конструктивным признакам пассивные системы (элементы) делятся на пассивные системы (элементы) с механическими движущимися частями (например, обратные клапаны) и пассивные системы (элементы) без механических движущихся частей (например, трубопроводы, емкости).

Активная система (элемент) - система (элемент), функционирование которой зависит от работы другой системы (элемента).

Первый контур – контур, вместе с системой компенсации давления, по которому циркулирует теплоноситель через активную зону, под рабочим давлением.

Стояночная концентрация борной кислоты в теплоносителе первого контура – концентрация, превышающая на 1 г/дм³ концентрацию, обеспечивающую подкритичность реактора не менее 0,02 (без учета погруженных ОР СУЗ) в состоянии активной зоны реактора с максимальным коэффициентом размножения.

Минимально-контролируемый уровень мощности реактора – минимальный уровень мощности реактора, достаточный для контроля за цепной реакцией с помощью штатной аппаратуры контроля (АКНП). МКУ считается достигнутым, если с помощью АКНП зафиксирован уровень мощности в диапазоне от 0,001 до 2,000 % от номинальной.

Энергетический уровень мощности – уровень мощности РУ, в диапазоне значений нейтронной мощности от 2,0 до 100 % Nном (характеризует состояние РУ «Работа на мощности»).

Аварийная ситуация – состояние атомной электростанции, характеризующееся нарушением пределов и/или условий безопасной эксплуатации, не перешедшее в аварию.

Авария – нарушение эксплуатации АЭС, при котором произошел выход радиоактивных продуктов и/или ионизирующих излучений за предусмотренные проектом для нормальной эксплуатации границы в количествах, превышающих установленные пределы безопасной эксплуатации. Авария характеризуется исходным событием, путями протекания и последствиями.

Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события ошибки персонала, ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами.

Ядерная авария – авария, связанная с повреждением ТВЭЛов, превышающим установленные пределы безопасной эксплуатации, и/или облучением персонала, превышающим допустимое для нормальной эксплуатации, вызванная:

- нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией в активной зоне реактора;

- образованием локальной критичности при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива;

- нарушением теплоотвода от ТВЭЛов.

Аварийный останов – останов энергоблока, не предусмотренный предварительно поданной заявкой, вызванный действиями персонала в соответствии с требованиями инструкций или ложного или фактического срабатывания технологических защит, с переводом оборудования энергоблока в «горячее» или «холодное» состояние.

Плановый останов – останов энергоблока по предварительно согласованной заявке.

Основные состояния РУ

 

из ТРБЭ-5

5.1 Текущее состояние РУ должно определяться в соответствии с таблицей 5-1.

 

Таблица 5-1 Основные состояния РУ

№ п/п	Состояние РУ	Нейтронная мощность РУ	Температура 1-го контура	Дополнительные требования
	Работа на мощности	более 2,0 % Nном	Номинальная в соответствии с нейтронной мощностью	—
	Минимально контролируемый уровень мощности	от 10-5 до 2,0 % Nном	Номинальная в соответствии с нейтронной мощностью	Реактор критичен
	Горячий останов		более 260 °С	—
	Полугорячий останов		в пределах от 130 до 260 °С	Давление над активной зоной не менее Ps(T1к+20°С) кгс/см2
	Останов для испытаний		в пределах от 70 до 130 °С	—
	Холодный останов		менее 70 °С	Технологические разъемы оборудования первого контура уплотнены. Значение давления над активной зоной не более 35 кгс/см2
	Останов для ремонта		менее 70 °С	Технологические разъем(ы) оборудования первого контура разуплотнен(ы)
	Перегрузка топлива		Менее 70 °С	ВБ и БЗТ сняты, БВ и БМП заполнены до уровня в соответствии с программой перегрузки ЯТ. Выполнены условия, необходимые для начала операций с ЯТ и средствами воздействия на реактивность

Примечания:

1 Состояние РУ «Перегрузка топлива» заканчивается после завершения операций с ЯТ в реакторе.

2 Нейтронная мощность РУ «0 %» соответствует подкритическому состоянию реактора.

3 Подробное описание состояний и условий перевода РУ из состояния в состояние указано в Разделе 8.

4 Под состоянием РУ «Останов для испытаний» понимается состояние РУ в котором необходимо выполнить все требуемые испытания после ППР энергоблока в данном диапазоне температур ТПК до начала перевода РУ в состояние «Горячий останов».

Проектные пределы