5.1.3Действия персонала
1. По величине сброса электрической нагрузки (при стабильном вакууме) оценить расход течи. По мнемосхеме БПУ, фрагментам на РМОТ, работе ЭЧСР, приборам, сигнализации, осмотру помещения
А-820 и машзала, определить место истечения пара и, по возможности, отсечь его. При необходимости организовать максимальную подпитку
2 контура ХОВ.
2. Если течь обнаружена и отсечена, застабилизировать режим работы блока. Дальнейшие действия в соответствии с указаниями ГИС.
3. Если течь не отсекаемая, но компенсируемая подпиткой блока химобессоленной водой, и имеется достаточный запас ХОВ - застабилизировать режим работы блока. Дальнейшие действия в соответствии с указаниями ГИС.
4. При не отсекаемой и не компенсируемой подпиткой ХОВ блока течи, при снижении уровня в конденсаторе турбины ниже 200мм; угрозе целостности или работоспособности оборудования (из-за запаривания, возникновения коротких замыканий в электрооборудовании или угрозе жизни людей, и т. д.) перевести РУ в подкритическое состояние ключом АЗ.
В случае течи паропроводов за БЗОК: отключить все ГЦН и закрыть БЗОКи ТХ50(60,70,80)S06. Стабилизировать параметры РУ в «горячем» состоянии. Ввести в 1 контур не менее 30м3 концентрированного раствора борной кислоты, после повышения концентрации борной кислоты в 1 контуре до стояночной, приступить к расхолаживанию реакторной установки в соответствии с ИЭ РУ.
5. В случае течи паропроводов до БЗОК после АЗ закрывается ОК за БЗОК. На поврежденном паропроводе формируются сигналы: на запуск механизмов САОЗ и закрытие БЗОК аварийного ПГ по (?ts(2к)>75оC при Т1к>200оС и Рпг <4,9МПа (50кгс/см2); закрытие арматуры питательной (RL) и аварийной питательной воды (TX), отключение ГЦН по -(?ts(2к)>75оC при Т1к>200оС и Рпг<4,9МПа (50кгс/см2)).
6. При появлении признаков повторного выхода реактора в критическое состояние (появление периода, увеличение мощности (из-за «захолаживания» активной зоны) персонал должен: включить в работу (проконтролировать включение) насосы TQ14,24,34D01, TQ13,23,33D01; снизить давление в 1 контуре до 9,8МПа (100кгс/см2) проконтролировать переход TQ13,23,33D01 на работу на 1 контур. После повышения уровня в КД до 8000мм перевести TQ13,23,33D01 на рециркуляцию. После стабилизации параметров блока перевести реакторную установку в «холодное» состояние в соответствии с требованиями "Инструкции по эксплуатации реакторной установки.
5.2 Разрыв паропроводов II контура с отсечением всех ПГ от места разрыва
5.2.1 Вводная часть
В разделе рассматривается авария, связанная с резким увеличением расхода пара от установки в результате разрывов главных паропроводов 2 контура при работе блока на любом уровне мощности.
Изменения состояния блока в момент нарушения (приложение 3)
Предполагается мгновенный разрыв одного из паропроводов за отсечными арматурами: ТХ50,60,70,80S06 с последующей полной локализацией места истечения закрытием вышеуказанных арматур.
Персонал обязан проконтролировать полноту отключения места разрыва от установки, срабатывание АЗ и обеспечить ввод борной кислоты в 1 контур для надежного перевода реактора в подкритическое состояние.
Расхолаживание реакторной установки осуществляется сбросом пара из ПГ YB10,20,30,40W01 через БРУ-А ТХ50,60,70,80S05.
- 3. Критерии безопасности
- 4. Описание режима
- 4.1 Причины и идентификация событий
- 5. Действия оперативного персонала в аварийных состояниях (течь второго контура) энергоблока № 3 Калининской АЭС
- 5.1 Нерегулируемый отбор пара от ПГ
- 5.1.1 Вводная часть
- 5.2.1 Вводная часть
- 5.4.1 Вводная часть
- 5.1.2 Признаки аварии
- 5.1.3Действия персонала
- 5.2.2 Действия персонала
- 5.3.2 Действия персонала
- 5.4.2 Действия персонала
- 5.5.3 Действия персонала
- 6. Управление запроектными авариями
- 6.1 Цели по управлению запроектными авариями
- 6.2 Диагностирование и действия персонала в случаях возникновения запроектных аварий связанных с течами второго контура
- 6.2.1 Разрыв паропровода в неотсекаемой от ПГ части с отказом систем отвода тепла от РУ (САОЗ НД по линии планового расхолаживания и системы нормального отвода тепла)
- 6.2.1.1 Диагностирование аварии
- 6.2.1.2 Характеристика аварии
- 6.2.1.3 Действия персонала
- 6.2.2.1 Диагностирование аварии
- 6.2.2.3 Действия персонала
- 7. Моделирование течей на тренажере энергоблока №3 Калининской АЭС
- 7.1 Назначение и краткое описание тренажера
- 7.2 Основная задача эксперимента
- 7.3 Начальные и граничные условия
- 7.4 Сценарий
- 8. Результаты эксперимента
- 8.1 Течь Ду=190мм на паропроводе ПГ-4
- 2.2. Потенциальные аварийные ситуации на аэс
- 8.3.2 Легко-водный реактор
- 2.2. Технологическая схема аэс с реактором ввэр
- 2.2. Конструкция и параметры реакторов ввэр
- 1.3 Системы безопасности аэс с реактором ввэр-1000
- 1.2 Системы нормальной эксплуатации аэс с реактором ввэр-1000
- Вопрос 15 аэс с реактором ввэр 440.
- Вопрос 8 аэс с реактором ввэр-100.