16.Перегрузка активной зоны

Введение

Под нормальной эксплуатацией энергоблока понимается работа в стационарных и переходных режимах, обусловленная нормальным ходом технологического процесса. Режимы нормальной эксплуатации – это основные режимы, с которыми персонал имеет дело ежедневно на протяжении всего периода эксплуатации станции. К таким режимам относятся пуски, работа на разных уровнях мощности, переходные процессы, связанные с изменением нагрузки станции, плановые остановы для ремонта оборудования и перегрузки ядерного топлива.

Нормальная эксплуатация подразумевает работу энергоблока в рамках эксплуатационных пределов заданных техническим проектом РУ для нормальной эксплуатации.

Помимо эксплуатационных пределов для нормальной эксплуатации техническим проектом РУ установлены пределы безопасной эксплуатации, то есть границы значений параметров технологического процесса, нарушение которых может привести к авариям с повреждением физических барьеров безопасности. Поддержание параметров технологического процесса в рамках пределов и условий нормальной эксплуатации – главная задача персонала.

С точки зрения безопасности задачами персонала являются:

• контроль состояния физических барьеров безопасности;

• контроль работоспособности систем безопасности и важных для безопасности;

• выявление и устранение отказов и нарушений в работе систем и оборудования.

Для выполнения этих задач персонал руководствуется эксплуатационной документацией, в частности, технологическим регламентом, инструкцией по эксплуатации реакторной установки и другого основного и вспомогательного оборудования. В случае возникновения аварийных ситуаций персонал руководствуется инструкцией по ликвидации аварий.

Эксплуатационный персонал контролирует состояние реакторной установки и обеспечивает выполнение трех функций безопасности во всех режимах эксплуатации, включая работы на остановленном реакторе.

Ключевым вопросом нормальной эксплуатации АС является готовность оборудования и систем, необходимых для выполнения трех фундаментальных функций безопасности:

1. Контроля и управления реактивностью путем:

• контроля за величиной запаса реактивности;

• контроля поля энерговыделения и нейтронной мощности в активной зоне;

• контроля величины периода разгона реактора;

• обеспечение работоспособности каналов измерения вышеупомянутых параметров;

• обеспечение готовности системы аварийной защиты реактора;

2. Теплоотвода от активной зоны путем:

• контроля и поддержания номинальных значений температуры и давления теплоносителя первого контура;

• контроля и поддержания уровня в парогенераторах;

• обеспечение готовности систем аварийного охлаждения активной зоны реактора;

3. Удержания радиоактивных продуктов путем:

• контроля величин утечек и выбросов радиоактивных продуктов и непревышение ими пределов, установленных для нормальной эксплуатации;

• контроля активности в полуобслуживаемых, обслуживаемых помещениях, а также активности, давления и температуры в защитной оболочке, и ее герметичности;

• контроля осколочной радиоактивности теплоносителя.

При нормальной эксплуатации особыми режимами работы являются режимы "останов для перегрузки" и "перегрузка топлива". Эти режимы требует постоянной бдительности и внимания со стороны эксплуатационного персонала.

На энергоблоках ВВЭР - 1000 "малой" серии работы по перегрузке топлива ведутся на разуплотненном первом контуре, то есть отсутствует третий физический барьер безопасности. Состояние систем и оборудования не соответствует режиму работы энергоблока на мощности. Возрастает риск снижения концентрации бора в теплоносителе первого контура и ошибок при обращении с ядерным топливом. Поэтому, на остановленном энергоблоке оперативному персоналу необходимо уделять особое внимание контролю и обеспечению подкритичности реактора (первой фундаментальной функции безопасности) и выполнять работы в соответствии с правилами ядерной и радиационной безопасности.

На остановленном энергоблоке выполняются ремонтные работы на оборудовании и технологические операции на контурах охлаждения реакторной установки, которые могут приводить к потере охлаждения активной зоны. По этой причине при выполнении ремонтных работ и при изменении состояния систем охлаждения необходимо постоянно контролировать и обеспечивать вторую фундаментальную функцию безопасности - охлаждение активной зоны реактора (охлаждение бассейна перегрузки).

Кроме того, при проведении ремонтных работ на остановленном энергоблоке открываются шлюзы и разуплотняется защитная оболочка: четвертый барьер безопасности. При разуплотненном первом контуре (третий барьер безопасности) выводится из работоспособности сразу два барьера безопасности и возрастает важность обеспечения третьей функции - локализация и удержание радиоактивных продуктов.

Согласно ПБЯ РУ АС - 89, ПЕРЕГРУЗКА АКТИВНОЙ ЗОНЫ (ПЕРЕГРУЗКА) - ядерно - опасные работы на РУ по загрузке, извлечению и перемещению тепловыделяющих сборок (твэлов), средств воздействия на реактивность и других элементов, влияющих на реактивность, с целью их ремонта, замены и демонтажа.

Существуют разные способы перегрузки: "сухой", "мокрый", смешанный, на мощности, с помощью РЗМ (разгрузочно - загрузочной машины) или МП (машины перегрузочной) и т. д.

"Мокрый" способ применяется на всех реакторах типа ВВЭР. При "мокром" способе отработавшие ТВС перемещаются под большим слоем воды с помощью МП.

Перегрузка топлива реактора осуществляется с целью:

• · замены части ТВС с выгоревшим топливом на "свежие";

• · перестановки ПС СУЗ, СВП и ТВС в активной зоне реактора и в бассейне выдержки (перегрузки) (БВ, БП).

Перегрузка с полной выгрузкой ТВС из реактора проводится с целью инспекционной проверки его корпуса (1 раз в 4 года). В этом случае извлекаются не только все ТВС, но и внутрикорпусные устройства реактора. Извлекаемые ТВС устанавливаются в БВ, а ВКУ в специальных местах центрального зала реакторного отделения. Частичная перегрузка ТВС проводится при постоянном присутствии в реакторе выгоревших ТВС и включает в себя замену части ядерного топлива на свежее и внутренние перестановки частично выгоревших ТВС в реакторе в зависимости от схемы перегрузки. На определенных этапах перегрузки предусматривается проведение контроля герметичности оболочек твэл (КГО) в установленных объемах. Объемы проведения КГО (число и тип проверяемых ТВС) определяются удельной активностью теплоносителя и его изотопным составом до остановки реактора на перегрузку. КГО могут проводить для всех ТВС или в ограниченном объеме.

Запрещается производить работы по перегрузке при неисправной телесистеме. Отработавшие ТВС выгружаются в отсеки (кассетный и контейнерный) бассейна выдержки, имеющие стеллажи неуплотненного (шаг размещения ТВС 400 мм) и уплотненного (шаг размещения ТВС 300 мм) хранения топлива. Кассеты с негерметичными оболочками твэл устанавливаются в пеналы герметичные, находящиеся в бассейне выдержки. Перегрузка и хранение ТВС производиться под слоем воды с концентрацией борной кислоты не менее 16 г/кг. Для съема остаточных тепловыделений с отработавших ТВС в БВ предусмотрена система расхолаживания, которая обеспечивает допустимую температуру воды не более 500С при нормальных условиях и не более 700С при полной выгрузке активной зоны в БВ. Отработавшие ТВС вывозятся с территории АЭС в специальных транспортных контейнерах ТК-13 (ТК-10).

Перед началом перегрузки:

• - проводится подготовка оборудования и систем к перегрузке;

• - оформляется необходимая документация;

• - проводится разборка реактора;

• - проводится осмотр активной зоны, стеллажей БВ, на отсутствие посторонних предметов;

• - проводиться заполнение БП водой с концентрацией борной кислоты не менее 16 г/кг;

• - вводятся в действие "Мероприятия по предотвращению непредусмотренного попадания воды и растворов в реактор и первый контур".

Исходное состояние технологических систем РУ перед началом перегрузки:

• - реактор подкритичен не менее 72 часов;

• - давление воды в первом контуре снижено до атмосферного;

• - проведена разборка реактора (сняты БЗТ и ВБ);

• - бассейн перегрузки заполнен водой до отметки 36.6 м для блока №1 и отметки 37.4 м для блока №2;

• - температура теплоносителя на выходе из реактора составляет не более 60 0С;

• - температура теплоносителя в БВ составляет не более 35 0С;

• - концентрация борной кислоты в БП составляет не менее 16 г/кг;

• - работоспособны системы расхолаживания бассейна выдержки;

• - работоспособна установка СВО-4;

• - работоспособна система контроля за перегрузкой (СКП);

• - работоспособны, как минимум три канала ДИ одного комплекта АКНП;

• - питание собственных нужд блока осуществляется от РТСН и работоспособны, как минимум, два дизельгенератора, соответствующие работоспособным системам ТН, ТХ;

• - в работе системы вентиляции TL13, TL40, TL70;

• - осуществляется непрерывный контроль за радиационной обстановкой в ЦЗ;

• - работоспособна связь между БЩУ, ЦЗ, пультом перегрузочной машины.

На всех этапах проведения работ с ядерным топливом должны выполняться требования "Инструкции по обеспечению ядерной безопасности при хранении, транспортировке, перегрузке ядерного топлива на Калининской АЭС".

Контроль герметичности оболочек твэл (КГО) проводится в соответствии с требованиями "Инструкции по эксплуатации системы КГО ТВЭЛ". Кассеты с негерметичными оболочками твэл устанавливаются в пеналы герметичные, находящиеся в бассейне выдержки. Допускается проводить контроль герметичности оболочек твэл (КГО) при опорожненной шахте реактора. Для этого устанавливается гидрозатвор (шандора), бассейн выдержки заполняется до отметки 36.6 м. При заполнении БВ необходимо вести контроль за отсутствием протечек через шандору. При появлении протечек заполнение прекратить и провести переуплотнение шандоры.

При проведении отгрузки ОЯТ должны выполняться "Мероприятия по обеспечению безопасности при отправке на завод отработавшего ядерного топлива".

Перестановку ПС СУЗ, СВП допускается производить при заполнении шахты реактора до отметки 30.0 м