13.2. Реакторная установка (РУ) (ОПЭ АЭС) — различия между версиями

Текущая версия на 22:04, 5 февраля 2016

13.2.1. При эксплуатации РУ должны обеспечиваться:

• надежная и безопасная работа всего оборудования;
• оптимальное использование топлива;
• работоспособность ТВС в регламентированных пределах безопасной эксплуатации.

13.2.2. Эксплуатация реакторной установки, должна производиться в соответствии с инструкцией по эксплуатации РУ и инструкциями по эксплуатации систем и оборудования РУ, разработанными администрацией АС на основании проектно-конструкторской докумен-тации и технологического регламента эксплуатации РУ, откорректированных по результатам физического и энергетического пусков и опыта эксплуатации.

Инструкция по эксплуатации РУ должна быть согласована с разработчиками проек-тов РУ и АС и утверждена главным инженером АС.

13.2.3. Разработчиком РУ должны быть разработаны и переданы АС технологический регламент эксплуатации РУ, регламент технического обслуживания и ремонта оборудования РУ, а также регламент проверок и испытаний систем РУ важных для безопасности. В техно-логическом регламенте эксплуатации РУ должны содержаться правила и основные приемы безопасной эксплуатации РУ, общий порядок выполнения операций, связанных с безопас-ностью РУ, а также пределы и условия безопасной эксплуатации РУ.

13.2.4. Изменение состава, конструкции и/или характеристик РУ и систем РУ важных для безопасности, а также изменения пределов и условий, установленных техническим про-ектом РУ и технологическим регламентом эксплуатации РУ, должны быть одобрены Гос-атомнадзором России до их введения на РУ.

Любые испытания на реакторной установке, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации РУ, инструкциями по эксплуатации РУ, систем и оборудования РУ, должны проводиться по программам и методикам, содержащим обоснование ядерной безопасности и меры по обеспечению безопасности этих испытаний. Указанные программы и методики должны быть согласованы разработчиками РУ и АС, утверждены эксплуатирую-щей организацией и одобрены Госатомнадзором России.

Испытания, не предусмотренные технологическим регламентом эксплуатации энер-гоблока АС, инструкциями по эксплуатации РУ, должны быть разрешены эксплуатирующей организацией и одобрены Госатомнадзором России.

13.2.5. Основное оборудование РУ должно подвергаться обследованию и техниче-скому освидетельствованию до пуска в работу и периодически в процессе эксплуатации в соответствии с инструкциями, правилами соответствующих органов государственного регу-лирования безопасности и настоящими Правилами.

В процессе эксплуатации должен осуществляться контроль за состоянием металло-конструкций и корпуса ядерного реактора, состоянием оборудования контуров РУ, а также контроль за креплением опор всего оборудования в соответствии с инструкциями.

13.2.6. Техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов РУ должно проводиться в сроки, установленные «Правилами устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок». Значение пробного давления и температуры стенок оборудования и трубопроводов при гидравлических испы-таниях должно соответствовать требованиям этих правил.

13.2.7. После гидравлических испытаний главного циркуляционного контура колпак ядерного реактора типа ВВЭР (в случае наличия его по проекту) должен быть установлен на штатное место и введена в работу защитная оболочка.

После гидравлических испытаний главного циркуляционного контура траверса верх-него блока реактора типа ВВЭР должна быть установлена на штатное место.

13.2.8. Физический и энергетический пуски РУ вновь вводимого блока должен осуще-ствлять персонал АС под руководством главного инженера АС в соответствии с программа-ми физического и энергетического пусков, утвержденными эксплуатирующей организацией. Программы должны быть направлены в Госатомнадзор России в установленном порядке.

Руководство проведением экспериментов в соответствии с программами физическо-го и энергетического пусков осуществляет Научный руководитель пуска, назначаемый экс-плуатирующей организацией. Руководство проведением экспериментов в смене по про-грамме физического пуска и в соответствии со сменным заданием осуществляет контроли-рующий физик через начальника смены энергоблока АС.

13.2.9. Вновь вводимая в эксплуатацию РУ должна после монтажа подвергаться про-мывке в соответствии с программой предпусковых наладочных работ. После промывки контуры РУ должны заполняться теплоносителем, качество которого должно соответствовать требованиям, определенным соответствующими нормативными документами.

13.2.10. Все пусковые работы, начиная с загрузки ядерного топлива (ЯТ) в активную зону ядерного реактора, должны проводиться при включенной в работу аппаратуре контроля состояния активной зоны (датчики всех каналов контроля должны устанавливаться в зоне максимальной чувствительности), дозиметрической аппаратуре и при наличии средств ин-дивидуального дозиметрического контроля у занятого в пусковых работах персонала.

13.2.11. Ядерный реактор должен загружаться при непрерывном контроле:

• нейтронного потока, осуществляемого как минимум 3 независимыми каналами измерения плотности нейтронного потока и тремя независимыми каналами измерения скорости изменения плотности нейтронного потока, а также, если это предусмотрено техническим проектом, при включенных аварийных защитах по плотности и скорости изменения плотности нейтронного потока;
• наличия теплоносителя в корпусе реактора (типа ВВЭР, БН), в каждой половине КМПЦ и ТК реактора (типа РБМК), контролируемого как минимум двумя способами (по двум каналам) контроля.

При использовании раствора жидкого поглотителя необходимо контролировать его концентрацию и предусмотреть мероприятия, исключающие попадание чистого конденсата или раствора жидкого поглотителя с концентрацией, менее допустимой по технологическому регламенту эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АЭС, в реактор, теплоноситель перво-го контура и в другие системы, которые в соответствии с проектом должны быть заполнены раствором жидкого поглотителя определенной концентрации.

13.2.12. При пуске реактора должен осуществляться контроль параметров РУ и ее систем в соответствии с технологическим регламентом по эксплуатации энергоблока (энер-гоблоков) АС и инструкциями по эксплуатации, в том числе непрерывный контроль:

• нейтронного потока, осуществляемого как минимум тремя независимыми каналами измерения плотности нейтронного потока и тремя независимыми каналами измерения ско-рости изменения плотности нейтронного потока;
• температуры и давления теплоносителя;
• концентрации бора в теплоносителе (если он используется);
• уровня воды в барабанах-сепараторах (для реакторов канального типа);
• уровня теплоносителя в компенсаторе давления ( для реактора типа ВВЭР);
• распределения энерговыделения по радиусу и высоте активной зоны (для реакторов канального типа).

В определенных проектом случаях должна срабатывать световая и звуковая сигнализация при достижении параметрами уставок и условий срабатывания аварийной защиты (АЗ).

Пуск должен быть прекращен, и реактор немедленно остановлен при достижении уставки АЗ любым параметром, по которому в данный момент должна осуществляться защита в соответствии с технологическим регламентом по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС, в том числе на любом уровне мощности:

• по плотности нейтронного потока;
• по скорости нарастания плотности нейтронного потока.

13.2.13. Если при пуске вновь вводимого ядерного реактора предусматриваются состояния активной зоны без теплоносителя, то необходимо обеспечить исключение попадания теплоносителя в активную зону. В дальнейшем активная зона должна заполняться теплоносителем отдельными порциями с дополнительным контролем по кривым "обратного счета".

13.2.14. Вывод ядерного реактора в критическое состояние и работа его на любой заданной мощности, включая минимальный контролируемый уровень (МКУ) разрешаются при условиях, определенных технологическим регламентом по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС, в том числе:

• перед пуском реактора рабочие органы АЗ должны быть взведены в рабочее поло-жение;
• системы аварийного охлаждения активной зоны должны быть готовы к работе;
• системы локализации аварии должны быть готовы к работе.

Кроме того, на реакторах канального типа должны :

• выводиться в рабочее положение стержни автоматического регулирования (АР);
• осуществляться циркуляция газа через кладку;
• обеспечиваться необходимый расход теплоносителя через каждый канал.

Реактор должен выводиться в критическое состояние в соответствии с технологическим регламентом эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АЭС и инструкциями по экс-плуатации РУ.

Момент выхода реактора в надкритическое состояние должен устанавливаться по появлению устойчивого роста мощности на измерителях нейтронной мощности и постоянного или уменьшающегося периода на измерителях периода (по показаниям реактиметров).

Для обеспечения выхода реактора на необходимый уровень мощности должен устанавливаться период удвоения плотности нейтронного потока в соответствии с требованиями технологического регламента.

Если при пуске реактора контролируемые параметры по измерителям нейтронной мощности или измерителям периода вышли за допустимые пределы, при которых срабатывает предупредительная сигнализация, должны быть немедленно приняты меры по восстановлению безопасного состояния реактора органами регулирования.

При возникновении предаварийной ситуации все работы с активной зоной и экспери-менты по физическому пуску реактора должны быть немедленно прекращены, а реактор пе-реведен в подкритическое состояние.

13.2.15. До начала физического пуска РУ должны быть испытаны и введены в работу все системы безопасности АС.

13.2.16. В процессе физического и энергетического пусков вновь вводимой РУ должны быть получены экспериментальные данные о нейтронно-физических параметрах активной зоны, эффекты реактивности, характеристики рабочих органов СУЗ, уточнены рабочие характеристики оборудования и систем, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

13.2.17. Вывод РУ на заданный уровень мощности должен осуществляться в соответствии с технологическим регламентом эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС и инструкцией по эксплуатации РУ.

В первые 72 часа работы вновь вводимого блока под нагрузкой оперативный персонал АС должен контролировать состояние реакторной установки вдвое чаще, чем при длительной эксплуатации.

13.2.18. При эксплуатации РУ должен осуществляться контроль работы органов СУЗ и контроль герметичности тепловыделяющих элементов.

13.2.19. При нарушении эксплуатационных пределов оперативным персоналом должна быть выполнена определенная последовательность действий, установленных в технологическом регламенте эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС и направленная на приведение РУ к нормальному состоянию эксплуатации.

Энергоблок должен быть остановлен в соответствии с требованиями технологического регламента эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС, если установленные пределы и условия не могут быть соблюдены при нахождении реактора на мощности.

13.2.20. Разогрев РУ, выход на мощность после перегрузки, капитального или среднего ремонта, а также после простоя более 3-х суток должны осуществляться только после определения подкритического состояния активной зоны и запаса реактивности.

Оперативный персонал должен иметь графики (таблицы) изменения реактивности с момента сброса исполнительных органов СУЗ на любой момент кампании.

После перегрузки должны быть проведены испытания по подтверждению основных проектных и расчетных нейтронно-физических характеристик активной зоны в объеме тре-бований технологического регламента.

13.2.21. Режим расхолаживания РУ (снижение давления и слива теплоносителя и др.) должен вестись так, чтобы не повредить ТВС и оборудование (корпус реактора, органы регулирования, ГЦН и пр.). Скорость расхолаживания не должна превышать значений, ука-занных в технологических регламентах по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС.

13.2.22. При расхолаживании РУ должен осуществляться контроль:

• нейтронного потока в реакторе и его подкритичности;
• давления и температуры теплоносителя;
• температуры металлоконструкций;
• радиационной обстановки в герметичных помещениях;
• газовых и аэрозольных выбросов в вентиляционную трубу;
• концентрации растворенного в теплоносителе поглотителя (для реакторов типа ВВЭР);
• других параметров, предусмотренных технологическим регламентом и инструкция-ми по эксплуатации.

13.2.23. Азот и воздух, подаваемый в главный циркуляционный контур для вытеснения теплоносителя, должен быть проверен на отсутствие в нем масла. Попадание масла в ГЦК не должно допускаться.

13.2.24. Перед разуплотнением главного циркуляционного контура необходимо убедиться в отсутствии в нем избыточного давления.

13.2.25. Надзор дежурного персонала за остановленной РУ должен осуществляться постоянно в течение всего периода останова независимо от состояния реактора (расхоложен, вскрыт, и т.д.).

13.2.26. Перед пуском РУ после ее останова более чем на 3-е суток или ремонта должны быть тщательно проверены ГЦН. Пуск и работа ГЦН при неисправных его защитах и блокировках запрещается, а при неисправных блокировках в системах обеспечения их рабо-тоспособности (промежуточный контур, система технической воды и др.) пуск и работа ГЦН допускается только с разрешения главного инженера АС с обязательной регистрацией в журнале распоряжений.

13.2.27. В инструкции по обслуживанию ГЦН должен быть приведен перечень случаев, когда оператор должен немедленно остановить ГЦН. При останове ГЦН мощность реактора должна быть снижена в соответствии с требованием технологического регламента по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС.

13.2.28. Работы с фланцевыми разъемами на оборудовании главного циркуляцион-ного контура должны проводиться по инструкции с использованием только специально предназначенного для этих целей инструмента.

На АС должны быть в наличии заглушки для закрытия отверстий люков, патрубков, чтобы исключить попадание посторонних предметов при ремонтах и осмотрах, а также гайковерты для всех видов разъемов по главному циркуляционному контуру, приспособления для дистанционного обслуживания и ремонта.

13.2.29. В технологическом регламенте по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) атомной станции (в инструкции по эксплуатации РУ или другой документации, касающейся эксплуатации парогенераторов) должны быть определены:

• предельные положения уровня воды и связанные с ним отклонения, порядок дости-жения и поддержания уровня при заполнении, разогреве и эксплуатации;
• допустимые скорости разогрева и расхолаживания;
• температура питательной воды;
• необходимость аварийного отключения, в том числе при появлении повышенной активности во втором контуре, порядок расхолаживания и дренирования парогенератора в случае аварийного отключения;
• другие указания, обусловленные конструкцией парогенератора.

13.2.30. Для двухконтурных энергоблоков АС при появлении активности в продувочной воде парогенераторов за ним должен быть установлен дополнительный контроль. При превышении активности в продувочной воде пределов, установленных технологическим регламентом по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС, оперативный персонал АС должен выполнить предписанные им процедуры.

13.2.31. При заполнении парогенераторов водой со стороны второго контура с целью проведения их гидравлических испытаний отключаемая часть петли должна быть сообщена с атмосферой или сдренирована, если иное не оговорено проектной, конструкторской, заводской документацией или технологическим регламентом эксплуатации энергоблока (энерго-блоков) АС.

13.2.32. При эксплуатации должны вестись температурный контроль толстостенных элементов оборудования главного циркуляционного контура охлаждения реактора, контроль за плотностью разъемов и появлением течи в оборудовании и трубопроводах.

13.2.33. При эксплуатации компенсаторов давления в них должно поддерживаться номинальное положение уровня теплоносителя. Запрещается эксплуатация компенсаторов давления при уровне теплоносителя, выходящем за пределы установленных максимального или минимального положений, кроме случаев гидроиспытаний и замены ТВС. Запрещается опробование и включение электрических нагревателей компенсатора давления, если компенсатор давления не заполнен теплоносителем до номинального уровня.

13.2.34. Запрещаются работы на емкостях выдержки азота, барботерах и других устройствах, предназначенных для приема сбросов от предохранительных клапанов главного циркуляционного контура, если контур находится под давлением.

13.2.35. При закрытии главных запорных задвижек (ГЗЗ) главного циркуляционного контура запрещается использовать приспособления, которые увеличивают значение момента затяга по сравнению с указанным заводом-изготовителем.

Затворы ГЗЗ должны находиться в крайнем положении (открыты или закрыты), если иное не оговорено проектной, конструкторской, заводской документацией или технологическим регламентом по эксплуатации энергоблока (энергоблоков) АС.

При неисправности любой ГЗЗ возможность дальнейшей эксплуатации энергоблока определяется главным инженером АС.

Подтяжка или замена сальникового уплотнения при наличии давления теплоносителя в контуре запрещается.

13.2.36. После проведения дезактивационных работ в боксах или устранении течи теплоносителя, а также после срабатывания спринклерной установки должно быть измерено сопротивление изоляции всех попавших в зону действия влаги электродвигателей, кабе-лей, датчиков контрольно-измерительных приборов, нагревателей компенсаторов давления, а также другого электротехнического оборудования и устройств.

13.2.37. До загрузки топлива в реактор, а затем после ремонта или замены элемен-тов, влияющих на герметичность и прочность, если эти элементы не могут быть проконтро-лированы локально, и периодически (не реже 1 раза в год) должна контролироваться плот-ность системы герметичных ограждений для подтверждения соответствия фактической гер-метичности проектной.

13.2.38. После проведения ремонта оборудования и систем РУ, важных для безопас-ности, должна быть проведена проверка характеристик данных систем на соответствие проектным характеристикам.

13.2.39. Периодическое, согласно требованиям правил Госатомнадзора России, оп-робование предохранительных клапанов компенсаторов давления, парогенераторов и ба-рабан-сепараторов должно производиться в соответствии с требованиями технологических регламентов по эксплуатации энергоблоков АС.

13.2.40. Концентрация водорода в баке биологической защиты (кольцевом баке) и барботере не должна превышать предельного значения (3%).

Контроль за концентрацией водорода в кольцевом баке должен проводиться непре-рывно, а при ручном контроле - не реже 1 раза в смену, в барботере при эксплуатации реак-тора - непрерывно.

13.2.41. При эксплуатации ядерного реактора с борной системой регулирования дол-жен постоянно поддерживаться необходимый аварийный запас раствора борной кислоты. Специальные емкости системы должны находиться в состоянии готовности для приема теп-лоносителя первого контура.

Системы подачи раствора бора высокого и низкого давления при эксплуатации реак-тора должны быть исправными и в состоянии готовности к работе в соответствии с требо-ваниями технологического регламента по эксплуатации энергоблока АС, должны действо-вать все блокировки системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и спринклер-ной системы.

13.2.42. Все резервные оборудование и системы в соответствии с проектом должны находиться в состоянии готовности к работе и, если это предусмотрено, - к автоматическому включению. Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва должны опреде-ляться инструкциями.

13.2.43. Переход с работающего оборудования на резервное должен осуществляться периодически по графику, утвержденному главным инженером атомной станции. Перед пе-реходом с работающего на резервное оборудование, как правило, должны проверяться все защиты и блокировки резервного оборудования.

Проверки защит и блокировок оборудования, которое не могут быть проведены при работающем блоке, должны предусматриваться графиками в период останова блока. Как правило, проверка защит и блокировок должна осуществляться выдачей импульса на их срабатывание с полной работой всей цепи, в том числе с включением оборудования, откры-тием арматуры и т.д.