6.1 Цели по управлению запроектными авариями
1. Обеспечение подкритичности реактора (быстрая остановка и поддержание активной зоны реактора в подкритичном состоянии).
2. Обеспечение надежного теплоотвода от активной зоны в процессе аварии, а также после стабилизации параметров в послеаварийном состоянии.
3. Обеспечения расхолаживания реакторной установки через второй контур.
4. Обеспечение целостности системы первого контура (защита от превышения давления, гидроударов, термических нагрузок).
5. Обеспечение локализации последствий аварии за счет герметизации оболочки реакторного отделения для сведения к минимуму радиологических последствий, удержания радиоактивных продуктов в установленных границах и количествах.
6. Обеспечение необходимого запаса рабочих сред в первом и втором контурах.
7. Возвращение блока АЭС в контролируемое состояние.
Для управления запроектной аварии следует в первую очередь использовать проектные технические средства и методы ведения технологических режимов. В случае невозможности использования предусмотренных проектом технических средств, для обеспечения функций безопасности следует реализовывать срочные мероприятия:
по восстановлению работоспособности отказавших систем безопасности;
по созданию условий для возможности непроектного использования систем нормальной эксплуатации или использования нештатных устройств и приспособлений для защиты барьеров безопасности.
- 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.