Правила технічна експлуатація електричних станцій І мереж

Вид материала

Документы

Содержание 10.3 Энергоблоки АЭС 10.4 Ядерная безопасность 10.5 Радиационная безопасность

Подобный материал:

• П О С Т А Н О В А від 4 березня 1997 р. N 209 Київ, 306.28kb.
• Програма вступних фахових випробувань з електротехніки за спеціальністю 05070101 «Монтаж, 143.78kb.
• Реферат По предмету технічна експлуатація інформаційних мереж, 175.21kb.
• Щодо роз’яснень стосовно чинності настанови з прийняття в експлуатацію об’єктів електричних, 12.72kb.
• Україна срібнянська районна державна адміністрація чернігівської області, 25.64kb.
• Конкурс студентських наукових робіт «Технічна діагностика комп’ютерних систем І мереж», 60.29kb.
• Якубенко Василь Миколайович. Результати навчання: Урезультаті вивчення модуля студенти, 19.01kb.
• 1. Назва модуля, 43.69kb.
• Інститут енергетики та систем керування напрям: Електромеханіка, 111.49kb.
• Призначена для добування та транспортування споживачам питної води, 71.94kb.

10.3 Энергоблоки АЭС

10.3.1 Энергоблоки АЭС должны работать в базовом режиме*. При этом допускается изменение мощности:

• со скоростью до 0,22 МВт/с в диапазоне 90-100 % от N ном. - для энергоблоков с РУ ВВЭР-440;
  
• не более, чем на ± 2 % от N ном. - для энергоблоков с РУ ВВЭР-1000.
  

10.3.2 При эксплуатации энергоблока должны обеспечиваться:

а) надежная и безопасная работа всего оборудования;

б) выполнение графика нагрузки;

б) оптимальное использование топлива.

10.3.3 До начала проведения пусконаладочных работ на энергоблоке администрации АЭС должна иметь утверждённый и согласованный органами государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности Украины технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока, разработку которого эксплуатирующая организация должна выполнить с привлечением предприятий и организаций, принимавших участие в проектировании энергоблока, а также в конструировании и изготовлении оборудования для него. В технологическом регламенте должны содержаться требования и основные приёмы безопасной эксплуатации энергоблока, а также пределы и условия безопасной эксплуатации РУ.

10.3.4 Эксплуатация энергоблока должна быть организована в соответствии с инструкцией по его эксплуатации, инструкциями по эксплуатации основного оборудования (РУ, турбины, турбогенератора), инструкциями по эксплуатации систем и другого оборудования энергоблока, разработанным и утвержденным администрацией АЭС на основании технологического регламента, документации разработчиков оборудования и проектных организаций, инструкций и технических условий на поставку оборудования заводов-изготовителей, откорректированных по результатам ввода энергоблока в эксплуатацию.

Инструкция по эксплуатации энергоблока должна содержать:

• пооперационные указания по ведению режимов;
  
• графики-задания изменения основных показателей режимов пусков и остановов (параметров пара, нагрузки РУ перед пуском (толчком) и перед остановом турбины, частоты
  

_________________________

* Базовый режим работы энергоблоков обусловлен (предопределён) на ближайшую перспективу, в основном тем, что применяемое для ТВС в настоящее время ЯТ не обладает маневренными характеристиками (величина, количество и скорость термоциклического нагружения/разгружения строго лимитированы).


вращения турбины, величине и скорости нагружения энергоблока, ступенях выдержки на мощности и др.) с указанием продолжительности проведения основных операций;

• указания о порядке включения (отключения) технологических защит и автоматических регуляторов;
  

• критерии надежности оборудования;
  

• объем контроля теплового и механического состояния оборудования для обеспечения надежности режимов;
  

• данные о минимальном составе используемых при пуске автоматических регуляторов;
  

• указания об исключении открытия арматуры пусковых схем, не предназначенной для использования в условиях нормальной эксплуатации.
  

Технология и графики-задания пуска энергоблока должны быть выбраны с учетом исходного теплового состояния турбины.

10.3.5 При приемке в эксплуатацию энергоблока должны быть получены от проектной (научной) организации:

• теплофизический регламент, содержащий основные теплофизические, гидродинамические и ядерно-физические характеристики ЯР;
  
• картограмму первой рабочей загрузки активной зоны;
  
• характеристики пусковых состояний органов СУЗ;
  
• дифференциальные и интегральные характеристики эффективности СУЗ.
  

10.3.6 При эксплуатации энергоблока должны обеспечиваться требования согласно 8.4 и 10.2 применительно к конкретному составу оборудования энергоблока.

10.3.7 Пуск энергоблока запрещается в случаях:

а) наличия условий согласно 10.2.10;

б) наличия условий согласно 8.4.24;

в) неисправности любой из технологических защит, действующих на останов оборудования энергоблока;

г) неисправности устройств дистанционного управления оперативными регулирующими органами, а также арматурой, используемой при ликвидации аварийных ситуаций;

д) неготовности к включению БОУ;

е) неготовности противопожарных средств;

ж) повреждения опор и пружинных подвесок трубопроводов свежего пара, питательной воды и двухфазной среды.

10.3.8 Трубопроводы свежего пара вновь вводимого в эксплуатацию энергоблока после монтажа должны быть очищены от механических загрязнений до загрузки активной зоны ЯТ путём проведения их продувки от парогенераторов до стопорно-регулирующих клапанов по утверждённой эксплуатирующей организацией АЭС программе.

10.3.9 Руководство пуском энергоблока должно осуществляться в соответствии с инструкцией по его эксплуатации и требований согласно 10.2.12.

10.3.10 Работа энергоблока на мощности запрещается (РУ должна быть остановлена, турбина и турбогенератор отключены) в случаях наличия условий согласно 10.2.24.

10.3.11 При эксплуатации энергоблока все резервные агрегаты и системы должны находиться в состоянии готовности к работе и, если это предусмотрено проектом, - к автоматическому включению. Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва должны определяться местными инструкциями.

10.3.12 Переход с работающего на резервное оборудование должен осуществляться периодически по графикам, утвержденным техническим руководителем АЭС. Перед переходом с работающего на резервное оборудование, как правило, должны проверяться все защиты и блокировки резервного оборудования.

Проверки защит и блокировок оборудования, которые не могут быть проведены при работающем энергоблоке, должны предусматриваться графиками в периоды останова энергоблока. Как правило, проверка защит и блокировок должна осуществляться выдачей импульса на их срабатывание с полной работой всей цепи, в том числе включения оборудования, открытия арматуры и т.д.

10.3.13 Для реализации в эксплуатации возможности противоаварийного управления мощностью турбины или режимов перевода энергоблока на нагрузку собственных нужд под воздействием противоаварийной автоматики, а также при отключении турбогенератора от сети из-за внешних повреждений соответствующие системы автоматического управления и оборудование должны быть в исправном состоянии.

10.3.14 Технология останова энергоблока в ремонт должна выбираться в зависимости от характера и целей ремонта.

10.3.15 Вспомогательное оборудование и механизмы энергоблока, связанные с обеспечением работоспособности энергоблока во время простаивания, должны периодически или постоянно находиться в работе.

Перечень оборудования и механизмов, периодичность включения их в работу и длительность работы должны соответствовать графику, утвержденному техническим руководителем АЭС.

10.3.16 Техническое освидетельствование оборудования и трубопроводов энергоблока должно проводиться в сроки, установленные ПНАЭ Г-7-008 “Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок”. Значения пробного давления и температуры стенок оборудования и трубопроводов при гидравлических испытаниях должны соответствовать требованиям этих же Правил.

10.3.17 Капитальный ремонт основного оборудования энергоблока должен проводиться один раз в 4 года.


10.4 Ядерная безопасность

10.4.1 Устройство и эксплуатация оборудования РУ должны соответствовать требованиям ДНАОП 0.04-1.01 ‘‘Правила ядерной безопасности атомных электростанций’’.

10.4.2 Персональную ответственность за обеспечение ядерной безопасности несет первый руководитель АЭС, а за организацию работ по обеспечению ядерной безопасности технологического оборудования энергоблоков и подготовку эксплуатационного персонала - технический руководитель АЭС.

Должностные лица, инженерно-технический и оперативный персонал АЭС несут ответственность за ядерную безопасность в пределах, установленных должностными инструкциями.

10.4.3 Основополагающим документом, определяющим безопасную эксплуатацию РУ и энергоблока АЭС в целом, является технологический регламент, в котором содержатся требования и основные приёмы безопасной эксплуатации энергоблока АЭС, общий порядок выполнения операций, связанных с безопасностью АЭС, а также пределы и условия безопасной эксплуатации.

10.4.4 Любые технические и организационные решения, принимаемые в процессе эксплуатации для повышения безопасности энергоблоков АЭС помимо предусмотренных проектом, должны основываться на консервативном принципе, заключающимся в том, что они должны быть апробированы опытом эксплуатации прототипов, положительными результатами испытаний или исследований и соответствовать нормам и правилам, принятым для атомной энергетики.

10.4.5 Все ядерные реакторы АЭС должны иметь паспорта, зарегистрированные в органах государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности Украины.

Состояние ядерной безопасности АЭС должно проверяться в соответствии с установленными правилами не реже одного раза в год.

10.4.6 Все случаи нарушения ядерной безопасности должны быть тщательно расследованы в соответствии с НД 306.205 “Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе атомных станций” и должны быть приняты меры, направленные на предотвращение повторения подобных случаев.

10.4.7 При эксплуатации АЭС системы управления и защиты ЯР должны обеспечивать:

а) пуск и останов ЯР с переводом активной зоны в подкритическое состояние без нарушения пределов безопасной эксплуатации;

б) автоматическое поддержание заданного уровня мощности (интенсивности цепной реакции);

в) контроль нейтронного потока во всём диапазоне изменения его плотности в активной зоне (от 10Е-7 до 120 % номинального уровня), осуществляемый как минимум тремя независимыми между собой каналами измерения с показывающими приборами (по крайней мере, два из трёх каналов контроля уровня плотности нейтронного потока должны быть оснащены записывающими устройствами);

г) аварийную защиту основного оборудования РУ в соответствии с проектом;

д) измерение нейтронной мощности (нейтронного потока) на любом уровне мощности тремя независимыми каналами с показывающими (самопишущими) приборами;

е) контроль за изменением реактивности;

ж) аварийную защиту ЯР на всех уровнях мощности независимо от наличия и состояния источников энергоснабжения;

и) надежное поддерживание ЯР в подкритическом состоянии;

к) перекрытие не менее чем на один порядок изменений измеряемой величины при последовательном переходе с одной группы измерительных каналов на другую.

При наличии на РУ нескольких родов аварийной защиты за аварийную защиту первого рода принимается самая быстродействующая защита, обеспечивающая автоматический останов ЯР при возникновении аварии.

10.4.8 Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ЯР после срабатывания A3 в соответствии с заданной программой и исключать возможность извлечения органов компенсации или регулирования при неизвлеченных органах A3.

10.4.9 Должна быть обеспечена скорость введения положительной реактивности исполнительными органами СУЗ не более 0,07 β_эф/с. Если исполнительные органы имеют эффективность более 0,7 β_эф, то введение положительной реактивности должно быть шаговым с весом шага не более 0,3 β_эф.

10.4.10 При пуске ЯР и в любой момент кампании его подкритичность после взвода рабочих органов A3 в рабочее положение с введенными остальными органами СУЗ должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

10.4.11 Количество, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 должны обеспечивать при любых аварийных ситуациях, включая выход из строя одного наиболее эффективного органа:

а) скорость снижения мощности ЯР, достаточную для предотвращения повреждения оболочек ТВЭЛ;

б) приведение ЯР в подкритическое состояние и поддержание его в этом состоянии с учетом возможного увеличения реактивности в течение времени, достаточного для введения жидкого поглотителя;

в) предотвращение образования локальных критических масс.

10.4.12 Вывод ЯР в критическое состояние и на мощность разрешается при выполнении следующих условий:

• исполнительные органы A3 должны находиться во взведенном состоянии;
  
• должен осуществляться контроль нейтронной мощности (нейтронного потока) и периода разгона ЯР;
  
• аварийная защита ЯР должна соответствовать требованиям 10.4.7 и 10.4.11;
  
• в систему управления и защиты должны быть включены все исполнительные органы СУЗ;
  
• система аварийного электроснабжения должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к работе, должен иметься установленный инструкцией запас дизельного топлива для дизель-генераторов;
  
• система аварийного ввода жидкого поглотителя должна быть исправной и находиться в состоянии готовности к действию, должны быть созданы установленный запас и концентрация жидкого поглотителя;
  
• система сигнализации и блокировок ЯР должна быть опробована и находиться в рабочем состоянии;
  
• должны быть исправными и находиться в состоянии готовности к действию системы аварийного расхолаживания и системы локализации аварий.
  

10.4.13 Операции по достижению критического состояния должны выполняться только по командам начальника смены АЭС или энергоблока.

10.4.14 Контроль за остановленной РУ, если ЯТ находится в активной зоне ЯР, должен осуществляться постоянно, в течение всего простоя, в том числе при загрузке и перегрузке ЯТ.

Обязательному контролю подлежат:

• нейтронная мощность (нейтронный поток);
  
• скорость нарастания нейтронного потока (или реактивность);
  
• концентрация жидкого поглотителя в теплоносителе (если предусмотрена проектом жидкостная система регулирования).
  

10.4.15 При возникновении аварийной ситуации, не предусмотренной инструкцией и угрожающей нарушением ядерной безопасности, ЯР должен быть переведен в подкритическое состояние вводом всех поглотителей СУЗ, включая ввод жидкого поглотителя (если последний предусмотрен проектом).

Оператор реактора обязан самостоятельно остановить реактор, если он находит, что дальнейшая работа грозит безопасности АЭС.

10.4.16 Все работы со свежим или отработавшим ЯТ должны проводиться с соблюдением правил ядерной безопасности по утвержденному плану и инструкциям.

Порядок проведения перегрузки ЯТ должен определяться программой, рабочим графиком, картограммами перегрузки, составленными с учетом требования обеспечения ядерной безопасности.

10.4.17 Перегрузка ЯТ должна проводиться при введенных в работу рабочих органах АЗ. При этом подкритичность должна быть не менее 0,01 в состоянии активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения.

В ядерных реакторах, в которых перегрузка ЯТ осуществляется с расцеплением рабочих органов СУЗ, перегрузка ЯТ должна проводиться при введенных в активную зону рабочих органах СУЗ. При этом минимальная подкритичность ЯР в процессе перегрузки с учетом возможных ошибок должна составлять не менее 0,02.

10.4.18 Ядерно-опасные работы должны проводиться, как правило, на остановленной РУ с подкритичностью ЯР не менее 0,02 для состояния активной зоны с максимальным эффективным коэффициентом размножения. Перечень ядерно-опасных работ должен содержаться в технологическом регламенте.

Непредусмотренные технологическим регламентом ядерно-опасные работы должны проводиться по специальным, утвержденным эксплуатирующей организацией и согласованным органами государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности Украины техническим решениям или программам.

Техническое решение или программа должны содержать:

• цель проведения ядерно-опасных работ и ожидаемый результат;
  
• технологию ведения ядерно-опасных работ;
  
• технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности;
  
• критерии правильности завершения ядерно-опасных работ;
  
• указание о назначении лица, ответственного за проведение ядерно-опасных работ.
  

10.4.19 В инструкциях по эксплуатации систем и оборудования АЭС, регламентирующих эксплуатацию РУ и процедуры (операции) с ЯТ, должны быть отражены требования по обеспечению ядерной безопасности.

10.4.20 Действия персонала АЭС в случае возникновения проектных (рассмотренных в проекте) аварий, включая и ядерную, должны определяться “Инструкцией по предупреждению и ликвидации аварий на АЭС”, разрабатываемой на основе ТОБ РУ и ТОБ АС администрацией АЭС, утверждённой эксплуатирующей организацией и согласованной органами государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности Украины.

В инструкции должны быть приведены (рассмотрены) проектные аварии, действия персонала по предупреждению и ликвидации собственно аварий и меры по ликвидации последствий в случае возникновения проектной ядерной аварии.

10.4.21 Персонал АЭС должен быть подготовлен к управлению проектными и запроектными авариями. Для этой цели эксплуатирующая организация и администрация АЭС должны разработать программы и графики противоаварийных тренировок и организовать в соответствии с ними обучение и противоаварийные тренировки персонала.

Задачей управления проектными и запроектными авариями должно быть:

• недопущение переростания аварийной ситуации в проектную аварию;
  
• предотвращение переростания проектной аварии в запроектную;
  
• возврат энергоблока, в случае возникновении запроектной аварии, в контролируемое состояние, при котором прекращается цепная реакция деления, обеспечивается постоянное охлаждение ЯТ (активной зоны) и удержание радиоактивных веществ в установленных границах и количестве.
  

10.5 Радиационная безопасность

10.5.1 Радиационная безопасность – соблюдение допустимых пределов радиационного воздействия на персонал, население и окружающую природную среду, которые установлены нормами, правилами и стандартами по безопасности.

10.5.2 При проектировании, эксплуатации, снятии АЭС (энергоблока АЭС) с эксплуатации обязательно выполнение требований НД:

• НРБУ “Норми радіаційної безпеки України”;
  
• ДНАОП 0.03-1.73 “Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций”;
  
• ДНАОП 0.03-1.72 ‘‘Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений’’;
  
• ДНАОП 0.03-1.76 “Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций”.
  

10.5.3 Персональную ответственность за обеспечение радиационной безопасности несет первый руководитель АЭС, а за организацию работ по обеспечению радиационной безопасности технологического оборудования энергоблоков и подготовку эксплуатационного персонала - технический руководитель АЭС.

Должностные лица, инженерно-технический и оперативный персонал АЭС несут ответственность за радиационную безопасность в пределах, установленных должностными инструкциями.

10.5.4 Администрация АЭС на основе отчёта об анализе безопасности должна разработать Регламент радиационного контроля на АЭС, который согласовывается с Министерством охраны здоровья Украины и утверждается эксплуатирующей организацией. В нём должны содержаться правила, критерии, условия, методы и средства радиационного контроля.

10.5.5 На АЭС должен быть обеспечен:

• радиационно-технологический контроль;
  
• радиационно-дозиметрический контроль помещений;
  
• индивидуально-дозиметрический контроль;
  
• радиационный контроль состояния объектов окружающей среды;
  
• дозиметрический контроль санитарных барьеров.
  

10.5.6 Выполнение радиационного контроля на АЭС, в санитарно-защитной зоне и зоне наблюдения возлагается на отдел (службу) радиационной безопасности.

Надзор за соблюдением правил, норм, стандартов по радиационной безопасности всеми работающими на АЭС лицами, в том числе и прикомандированными, возлагается на ведомственную инспекцию по радиационной безопасности на АЭС и (или) отдел (службу) радиационной безопасности.

10.5.7 Радиационная защита должна осуществляться исходя из принципа, что величина индивидуальных доз облучения, количество облучаемых лиц и вероятность облучения от любого вида ионизирующего излучения должны быть самыми низкими из тех, которые можно практически достичь с учётом экономических факторов.

10.5.8 В инструкции по радиационной безопасности АЭС должны быть отражены требования основных принципов радиационной безопасности, направленных на:

• исключение любого необоснованного облучения;
  
• недопущение превышения установленных дозовых пределов;
  
• максимально-возможное снижение дозы облучения;
  
• минимизацию попадания радиоактивных веществ в окружающую среду.
  

10.5.9 Показателями состояния радиационной безопасности АЭС являются:

• уровень облучаемости персонала и прикомандированных лиц;
  
• количество нарушений в работе АЭС с радиационными последствиями;
  
• величина и активность газоаэрозольных выбросов;
  
• величина и активность сбросов дебалансных и других вод.
  

10.5.10 Руководители сторонних организаций, командирующие персонал для работы в зоне строгого режима АЭС, должны выдавать ему индивидуальные справки о годности к работе в условиях ионизирующих излучений, суммарной дозе облучения, дозовой квоте на работу в одну смену и на весь период работы на данной АЭС согласно командировочному удостоверению, а также удостовериться в наличии удостоверений о проверке знаний по радиационной безопасности.

10.5.11 Персонал АЭС должен проходить обязательные медицинские осмотры: предварительный - при приёме на работу и периодические, в установленном порядке, – в течении трудовой деятельности.

Перечень медицинских противопоказаний, при наличии которых лицо не может быть допущено к работе на ядерных установках и с источниками ионизирующего излучения, устанавливается Министерством охраны здоровья Украины.

10.5.12 Каждый работающий на АЭС, независимо от занимаемой должности, в том числе и прикомандированный персонал, должен:

• знать и строго выполнять требования правил и инструкций по радиационной безопасности при нахождении в контролируемой зоне и при выполнении конкретных работ, а также немедленно выполнять указания работников подразделений по радиационной безопасности АЭС;
  

• помнить, что радиационное воздействие на организм человека носит беспороговый характер и свои должностные и профессиональные обязанности в зоне строгого режима выполнять скоро, без траты времени на второстепенные вопросы, с тем, чтобы полученные дозовые нагрузки были наименьшими;
  

• применять средства индивидуальной защиты;
  

• знать и выполнять требования по предупреждению радиационной опасности и правила личного поведения при её возникновении;
  

• ставить в известность собственного руководителя и подразделения по радиационной безопасности об обнаруженных неисправностях в работе установок и аппаратуры, являющихся источниками радиационного излучения;
  

• выполнять все требования по соблюдению личной гигиены.
  

10.5.13 Вся информация о радиационной обстановке на АЭС должна быть доступна всему персоналу и органам государственного регулирования ядерной и радиационной безопасности.

10.5.14 Лимиты доз и допустимые уровни облучения категорий А, Б, В установлены “Нормами радіаційної безпеки України”. Контроль за облучением персонала, объём и виды контроля радиационного состояния на радиационно ядерном объекте регламентируется “Основними санітарними правилами України”.

10.5.15 В технологических регламентах эксплуатации каждого энергоблока АЭС должны быть приведены значения эксплуатационных пределов и пределов безопасной эксплуатации по радиационным параметрам.

Для каждого энергоблока должны быть установлены количественные значения радиационных критериев возникновения аварийной ситуации 3-х ступеней:

• по превышению контрольных уровней;
  
• по достижению значений, при которых необходим останов реактора;
  
• по достижению значений, при которых необходимо введение в действие планов мероприятий по защите персонала и населения.
  

10.5.16 Работы в зоне с возможной или существующей радиационной опасностью, требующие ограничения продолжительности из-за того, что при их выполнении индивидуальные дозы облучения могут превысить установленные на АЭС сменные уровни, должны выполняться по дозиметрическим нарядам с обязательным индивидуальным дозиметрическим контролем и соответствующей подготовкой рабочих мест.

10.5.17 Работы с повышенной радиационной опасностью, выполнение которых не предусмотрено технологическими картами и инструкциями по радиационной безопасности, должны выполняться по программам, согласованным отделом (службой) радиационной безопасности, местным органом Госсаннадзора и утверждённым техническим руководителем АЭС.

10.5.18 Планируемое повышение облучения персонала сверх основных лимитов доз разрешается только для случаев ликвидации последствий радиационной аварии в порядке, установленном НРБУ ‘‘Державні гігієнічні нормативи. Норми радіаційної безпеки України’’ по согласованию с эксплуатирующей организацией.

10.5.19 В случае возникновения проектной или запроектной аварии защита персонала должна осуществляться в соответствии с “Планом мероприятий по защите персонала АЭС”.

10.5.20 В случае возникновения запроектной аварии меры по защите населения должны осуществляться в соответствии с “Планом мероприятий по защите населения в случае аварии на АЭС”.