Розрахунок ядерної паро виробної установки. Разработка принципиальной схемы ЯЭУ и компоновочной схемыЯППУ

1.Разработка принципиальной схемы ЯЭУ и компоновочной схемы ЯППУ

В двухконтурных ЯЭУ генерация рабочего тела осуществляется в специальном теплообменнике, греющей средой, которой служит теплоноситель первого контура. Первый контур включает в себя реактор, парогенератор, циркуляционные насосы, трубопроводы и системы, обеспечивающие работу основного оборудования. Циркуляция по замкнутому контуру, теплоноситель нагревается в реакторе и охлаждается в парогенераторе, отдавая теплоту второму контуру. Второй контур представляет собой глубинную установку с необходимым вспомогательным оборудованием и системами.

В двухконтурной установке радиоактивное оборудование первого контура заключается в необитаемый отсек, окруженный защитной оболочкой и вторичной биологической защитой. Обеспечивает эксплуатацию энергетической установки, так как турбинная ее часть доступна для обслуживания.

Рис. 1. Принципиальная схема судовой атомной паротурбинной двухконтурной установки

7.090509.5217.КР

Лист

4

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

1.1 Преимущества и недостатки двухконтурных ЯЭУ с ВВРД.

Водо-водяным называется реактор, у которого и замедлитель, и теплоноситель — вода.

Принципиальная схема ППУ с водо-водяным (некипящим) реактором имеет в своем составе четыре взаимосвязанных контура. В состав первого контура входит следующее основное оборудование: реактор, циркуляционные насосы, парогенератор, компенсатор объема, фильтр и его холодильник, коммуникации, соединяющие все перечисленное оборудование в единый замкнутый герметичный контур.

Второй контур образуют парогенератор, турбина, конденсатор, питательный и конденсатный насосы, вспомогательное оборудование, паровые и конденсатные коммуникации. Третий контур обеспечивает охлаждение оборудования первого и второго контуров и является промежуточным контуром между охлаждаемым оборудованием и контуром забортной воды (четвертый контур). Назначением третьего контура определяется его состав: охлаждаемые элементы оборудования, теплообменники третьего и четвертого контуров, циркуляционные насосы и коммуникации. В отличие от первого, второго и третьего контуров четвертый контур, включающий теплообменники, конденсаторы и насосы, разомкнут. Очевидно, что в зависимости от конкретных особенностей установки и ее оборудования детальный состав контуров в различных установках будет различным.

Следует заметить, что перечисленные выше контуры сохраняются в том или ином виде во всех ППУ. В одноконтурных установках теплоносители первого и второго контуров объединены. В установках с некоторыми жидкометаллическими теплоносителями вводится промежуточный контур между первым и вторым. При надлежащем выборе конструкционных материалов оборудования третий контур может быть исключен. В этом случае охлаждение всего оборудования производится непосредственно забортной водой.

На рис. 2 изображена одна из возможных принципиальных схем ППУ с водо-водяным (некипящим) реактором (третий и четвертый контуры на схеме не показаны). В реакторе / вода, находящаяся под давлением 100—200 атм (вода первого контура), нагревается до температуры 280—340°С и поступает в парогенератор 2, в котором питательная вода (вода второго контура) превращается в пар давлением 30—40 атм. Пар поступает из парогенератора в главную турбину, вспомогательные механизмы и на общесудовые нужды.

Циркуляция воды в первом контуре обеспечивается циркуляционными

7.090509.5217.КР

Лист

5

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

насосами 4, из которых одни является резервным. Примерно постоянное давление воды в первом контуре при различных режимах работы установки поддерживается за счет газовой (или паровой) подушки над уровнем воды в сосуде 3, называемом компенсатором объема.

Для уменьшения активности воды первого контура, обусловленной растворенными в воде примесями, продуктами коррозии и эрозии, активирующимися при прохождении через активную зону реактора, в схеме предусмотрен специальный фильтр 6, включенный на байпасе. Благодаря фильтру равновесная концентрация различных активных примесей в первом контуре снижается до приемлемых величин.

При наличии неплотностей в оболочках тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) реактора активность воды первого контура дополнительно возрастает вследствие выхода газовых продуктов деления. Поэтому наполнители фильтров 6 подбираются с таким расчетом, чтобы они позволяли снижать и газовую активность теплоносителя. Для нормальной работы наполнителей фильтров (анионитовые и катионитовые смолы) требуется относительно низкая температура теплоносителя (35—45° С), поэтому перед фильтром активности включен холодильник 5, охлаждающий воду, идущую на фильтр.

Расход воды через фильтр составляет 0,1—0,5% от расхода воды первого контура и обеспечивается перепадом давления на подходящей к реактору и отходящей от него ветвях трубопровода. Величина расхода воды через фильтр выбирается в зависимости от особенностей конструкции и материалов первого контура, требований доступности оборудования.

Подпитка возможных утечек воды первого контура производится поршневым насосом 8 из подпиточной емкости 7. При выборе параметров воды первого контура (давление, температура) учитываются следующие соображения. Более высокие значения температуры воды в первом конту-

7.090509.5217.КР

Лист

6

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

ре позволяют получить соответственно и более высокие параметры пара (давление, температура перегрева) в парогенераторах. Это в свою очередь приводит к увеличению КПД турбины и установки в целом, т. е. к более экономному расходованию ядерного горючего.

Повышение температуры воды в первом контуре неизбежно сопровождается повышением давления, поскольку должна быть исключена опасность объемного кипения в активной зоне реактора. При чрезмерном увеличении давления уменьшается надежность оборудования первого контура, увеличивается его вес и усложняются изготовление и монтаж. С другой стороны, снижение параметров пара во втором контуре вследствие снижения температуры и давления в первом контуре приводит к ухудшению условий работы турбины и других потребителей пара, к увеличению их габаритов и веса и в результате к снижению к. п. д. установки в целом.

Чтобы получить перегретый пар давлением 30—40 атм. с температурой 280—320°С, в первом контуре нужно иметь соответственно следующие параметры воды: температуру 300— 340° С и давление 120—200 атм. В тех случаях, когда турбина рассчитана на работу на насыщенном паре при давлении 40—50 атм., параметры воды первого контура могут быть на уровне около 280°С и 80 атм.

Перспектива повышения параметров пара в процессе дальнейшего совершенствования атомных энергетических установок с водо-водяным не кипящим реактором весьма ограничена, поскольку максимальное значение температуры воды в первом контуре заведомо не может превышать 370° С. Это является основным недостатком установок с водо-водяным реактором. Однако установки этого типа имеют и ряд важных преимуществ, которые связаны с положительными качествами воды как теплоносителя и замедлителя . Преимущества эти следующие:

Сравнительно небольшие размеры реактора и парогенераторов водо-водяных установок по сравнению, например, с установками, имеющими органические и газовые теплоносители, что объясняется высокими теплофизическим и гидравлическими показателями воды.

Заполнение первого контура водой, подпитка в процессе эксплуатации, очистка воды и эксплуатация водо-водяной установки в целом значительно проще, чем у установок с жидкометаллическими и органическими теплоносителями. Важно также, что в судовых условиях возможно восполнение запасов воды — теплоносителя путем дистилляции забортной воды в испарительных установках.

7.090509.5217.КР

Лист

7

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

Под действием ядерных излучений в условиях установки вода остается в достаточной мере устойчивой.

Умеренная коррозионная и эрозионная активность воды позволяет подобрать освоенные промышленностью материалы для первого контура.

Благодаря указанным преимуществам установки с водо-водяным реакторами получили широкое распространение на судах. Атомные установки с водо-водяными реакторами применяются на всех атомных подводных лодках США («Наутилус» — реактор S2W; «Тритон» — реактор S2G; «Скипджек», «Скэмп» и др. — реактор S5W; «Трешер», «Поллэк» и др. — реактор 85W; «Джордж Вашингтон», «Патрик Генри» и др. — реактор S5W; «Таллиби» — реактор S2G) [14]. Аналогичные установки используются для подводных лодок в Англии. На атомном ледоколе «Ленин» (СССР) и атомном грузо-пассажирском судне «Саванна» (США) установлены также водо-водяные реакторы. Во многих проектах атомных судов в таких странах, как Япония, Франция, ФРГ, Англия и США, предусмотрена установка водо-водяпых реакторов.

7.090509.5217.КР

Лист

8

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

2. Выбор и обоснование материалов активной зоны ядерного реактора

Ядерным горючим служат изотопы урана (), которые используются в виде химических соединений. Горючее заключено в герметическую оболочку, которая предотвращает попадание осколков деления в теплоноситель. Конструкция, состоящая из ядерного реактора, оболочки и концевых частей, называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Для удобств работы с ТВЭЛами при перегрузках их объединяют в пучки и размещают в каналах (кассетах).

Вторым основным материалом активной зоны является замедлитель нейтронов. В гетерогенном реакторе он располагается между тепловыделяющими элементами. В качестве замедлителей нейтронов используются вещества, содержащие ядра легких элементов (вода, графит и т.д.). Вода обладает хорошей замедляющей способностью нейтронов благодаря большему содержанию в ней водорода. К недостаткам воды как замедлителя относится высокое сечение захвата тепловых нейтронов.

В качестве теплоносителя используется вода. Она обладает хорошими теплопередающими свойствами и это обеспечивает интенсивность отвода тепла от ТВЭЛ. Вода имеет не высокую стоимость, безопасна в обращении.

Активная зона реактора окружена отражателем, который служит для предотвращения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону. Отражатель выполняют из того же материала, что и замедлитель.

Для защиты корпуса реактора от интенсивного облучения нейтронами применяется тепловая защита, которая выполняется в виде боковых и торцовых экранов, охлаждаемых теплоносителем.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора предназначена для поддержания постоянной мощности реактора, перевода с одного уровня мощности на другой, запуска реактора, остановки его д нормальных эксплутационных и аварийных условиях. Эта система состоит из трёх групп органов компенсирующих, регулирующих и аварийных. Конструктивно они выполняются в виде стержней из материалов, сильно поглощающих нейтроны (бор, кадмий, гафний, гадолиний и др.).

7.090509.5217.КР

Лист

9

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

3. Описание конструкции ЯППУ и ее отдельных элементов

Корпус реактора, подобно вертикально расположенным барабанам паровых котлов, имеют сферические днища и крышки. Корпус изготовлен из теплостойкой стали 17Мп1 и плакированы извнутри нержавеющей сталью.

Рис 5.1 Реактор по проэкту Иллиеса(175 атм, 40 Мвт) старой(1956) и новой (1957) конструкций.

1-корпус; 2- крышка; 3-плакировка; 4-болты и шпильки; 5-направляющая для открытия крышки; 6- тепловая защита; 7-гильза активной зоны; 8-ТВЭ; 9- регулирующие клапана; 10-регулирующий цилиндр; 11-подвод регулирующей воды; 12-вход теплоносителя; 13-водоразделяющая перегородка; 14-выход теплоносителя; 15-опорная плита; 16-опорные штифты.

7.090509.5217.КР

Лист

10

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

4.     Сокращенный тепловой расчет ядерного реактора

4.1. Габаритный и тепловые расчеты ядерного реактора

4.1.1. Выбор и обоснование активной зоны

Ядерным горючим служит изотоп урана (), который используется в виде химических соединений. Горючее заключено в герметическую оболочку, которая предотвращает попадание осколков деления в теплоноситель.

В качестве замедлителя нейтронов используется вода. Вода обладает хорошей замедляющей способностью нейтронов благодаря большому содержанию в ней водорода. К недостаткам воды, как замедлителя, относится высокое сечение захвата тепловых нейтронов.

В качестве теплоносителя используется вода. Она обладает хорошими теплопередающими свойствами и это обеспечивает интенсивность отвода тепла от ТВЭЛ. Вода имеет не высокую стоимость и безопасна в обращении.

Оболочка стержневого ТВЭЛа выполнена из трубки наружным диаметром 6,1 мм и толщиной стенки 0,75 мм. Трубка выполнена из сплава циркония. Она заполнена таблетками ядерного горючего, изготовленного из спрессованного и спеченного порошка UО2. Между оболочкой и таблетками горючего предусмотрен зазор, для уменьшения термического сопротивления зазор заполняется гелием. После заполнения оболочки таблетками ядерного горючего ее концы обжимаются, на них надевают и приваривают наконечники, служащие для герметизации и крепления ТВЭЛ в кассетах.

Выбор материала отражателя нейтронов

Рациональная толщина определяется по формуле:

где: L² - квадрат длины диффузии нейтронов, см²;

τ - условный возраст нейтронов, см²;

_м = L² + τ - площадь миграции.

Выбор материала и толщины тепловых экранов (см. в описании конструкции).

Компоновка конструкции ТВЭЛ и его геометрических характеристик.

I        Геометрические характеристики ТВЭЛ:

d1 = 6,1 мм - наружный диаметр;

d0 = 4,6 мм - внутренний диаметр;

δ = 0,75 мм - толщина оболочки;

7.090509.5217.КР

Лист

11

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

δ = 0,05 мм - толщина зазора.

Рис. 4. Шестигранная кассета 1 — кожух кассеты; 2— теплоноситель-замедлитель; 3— ТВЭ/1.

Рис. 5. Активная зона реактора

1— штуцер для измерения перепада давления в активной зоне; 2— канал для измерения нейтронного потока; 3 — канал для объемного теплоконтроля; 4 — канал теплового контроля кассеты; 5 — кассета регулирования; 6 — рабочая кассета

4.4.2. Выбор конструкции ТВС и его геометрических характеристик.

Шаг ТВЭЛ в ТВС определяется из:

- для треугольной решетки           

где:      

φ - отношение объема замедлителя нейтронов к объему топлива в элементарной ячейке; φ = 1,5 - 2,5 = 2.

Принимаем f_ТВЭЛ - площадь поперечного сечения ТВЭЛ; f_ТВЭЛ = 1.

7.090509.5217.КР

Лист

12

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

В одной кассете 192 ТВЭЛа, диаметр кассеты = 10,2 см. Кассет в реакторе = 56 штук.

Габаритный расчет активной зоны.

Удельное объемное энерговыделение активной зоны:

Объем активной зоны:

Размеры активной зоны находятся из:

H = 0.13 м

Площадьпоперечного сечения активной зоны:

Число кассет в активной зоне:

где:  - площадь поперечного сечения кассеты с учетом зазора между кассетами.

 = 81,7см²;  = 1 см;  = 81,7 + 0,5 • 1 = 82,2 см²

N_К = 26 шт.

Средняя плотность теплового потока теплообменной поверхности ТВЭЛ.

к₁ = 0,93 - доля энерговыделения в топливе;

 = π·d₁·H·N·n, _М² - площадь поверхности ТВЭЛов;

7.090509.5217.КР

Лист

13

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

= 3,14·0,0061·0,13·26·192 = 12,4 м³.

Среднее удельное энерговыделение в топливной композиции.

Массовый расход теплоносителя:

С_р = 4,18Дж/кг °С

Средняя скорость теплоносителя в рабочих каналах (ТВС)

, м²- живое сечение для прохода теплоносителя.

Принимаем V = 4 м/с.

В реакторе два выходных и один входной патрубок теплоносителя.

Диаметр входного патрубка равен: D_bx= 10 см

Диаметр выходного патрубка равен: D_вых = D_bx/2 = 10/2 = 5 см.

7.090509.5217.КР

Лист

14

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

5.     Составление теплового баланса парогенератора и построение

t - Q диаграммы. Определение паропроизводительности

5.1 Прямоточные парогенераторы по сравнению с парогенераторами естественной циркуляции отличаются меньшими габаритами и массами. В прямоточных парогенераторах движение рабочего тела осуществляется принудительно под напором питательного насоса, что дает возможность свободной компоновки поверхности нагрева. Трудная система компонуется в виде плотного пучка труб, в них отсутствуют громоздкие сепарационные коллекторы. При работе прямоточного парогенератора на частичных нагрузках происходит перемещение зон нагрева, что позволяет поддерживать постоянным своё давление вырабатываемого пара независимо от нагрузки.

Недостаток прямоточных парогенераторов является необходимость применять питательную воду высокой чистоты, чтобы исключить солеотложения в конце испарительной части.

5.2.    Уравнение теплового баланса для прямоточного парогенератора:

где:  - тепловая мощность, передаваемая рабочему телу, кВт;

Q_T - тепловая мощность, отдаваемая теплоносителем, кВт.

Тепловая мощность, отдаваемая теплоносителем: Q_T= W·η_ППУ··10³, кВт.

где: W- мощность ЯППУ, МВт;

η_ППУ - КПД ЯППУ;

G_T - расход теплоносителя, кг/с.

 - энтальпия теплоносителя, соответственно на входе и на выходе из реактора, кДж/кг.

 - энтальпии перегретого пара и питательной воды, кДж/кг.

5.3.    Паропроизводительность парогенератора:

Q_ПГ= 52,73(3006,75 - 442,3) = 358,9(l541,6 - 1134)0,99 = 135183,9 = 135231,4

7.090509.5217.КР

Лист

15

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

5.4.    Уравнение теплового баланса для отдельных участков парогенератора:

- экономайзерного участка

- испарительного участка

- пароперегревательного участка

где: , ,  - КПД, соответственно экономайзерного, испарительного и пароперегревательного участков.

≈ ≈ ≈

= 52,73(3006,75 - 2801,9) = 10801,7

5.5.    Построение t - Q диаграммы.

7.090509.5217.КР

Лист

16

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

6. ТЕХНИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯППУ

6.1. Подготовка к работе и ввод в действие

Ввод в действие ЯППУ после ремонта или стоянки в расхоложенном состоянии разрешается после проведения функциональных проверок, подтверждающих готовность энергетической установки к безопасной работе, и приведения систем, арматуры, механизмов, оборудования, обслуживающих ЯППУ, в состояние готовности к действию в соответствии с инструкциями по обслуживанию.

6.2.1. Контуры ЯППУ должны заполняться и подпитываться рабочими средами, качество которых удовлетворяет требованиям действующих норм.

6.2.2. Качество рабочих сред должно контролироваться в соответствии с утвержденной методикой.

6.2.3. Перед началом функциональных проверок необходимо обеспечить:

подачу электроэнергии к оборудованию ЯППУ от двух ^независимых источников;

постоянную готовность к действию резервного и аварийного источников электроэнергии;

подачу питательной воды и прием пара от ЯППУ;

подачу охлаждающей воды к оборудованию ЯППУ и системам, ее обслуживающим;

готовность системы аварийного расхолаживания активной зоны реактора.

Подготовка к пуску ЯППУ должна проводиться по распоряжению главного инженера-механика. Допускается, где это целесообразно и безопасно, совмещение этапов подготовки и операций.

6.2.4. Основными в объеме функциональных должны быть следующие проверки:

подачи электроэнергии ко всем потребителям ЯППУ;

правильности подключения электропитания от всех источников, в том числе и резервных, по всем штатным линиям;

прохождения всех предупредительных и аварийных сигналов и срабатывания по ним в соответствии с заданными алгоритмами исполнительных органов, механизмов и арматуры, высвечивания мнемознаков, срабатывания звуковой и световой сигнализации;

истинного положения, алгоритма и скорости перемещения органов управления и защиты реактора;

последовательного переключения не отключаемых потребителей ЯППУ

7.090509.5217.КР

Лист

17

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

на все виды питания при обесточивании основных электростанций, запуска и подключения к шинам аварийных и резервных источников электропитания при обесточивании одной электростанции и по сигналам аварийной защиты;

алгоритмов срабатывания арматуры, оборудования, сигнализации и защиты;

дистанционного управления оборудованием и арматурой ЯППУ и систем, ее обслуживающих;

функционирования пусковой аппаратуры;

скорости и соответствия открытия питательных и дроссельных клапанов заданному уровню мощности;

функционирования систем радиационного и централизованного контроля, и комплексная проверка основного и резервного оборудования и систем ЯППУ, систем и оборудования паротурбинной установки, обеспечивающих работу ЯППУ.

6.2.5  Функциональные проверки должны производиться в полном объеме после вывода из действия реактора более чем на двое суток.

Допускается проведение функциональных проверок по сокращенной программе, если предыдущая эксплуатация позволяет принять такое решение и по условиям безопасности судна требуется быстрый выход на мощность.

6.2.6  Непосредственно перед выводом ЯППУ на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ) необходимо произвести проверку связи ЦПУ с мостиком и местными постами обслуживания механизмов и систем и убедиться в том, что:

система радиационного контроля включена в работу;

помещения ЯППУ освобождены от посторонних предметов, в герметичных помещениях отсутствуют люди, ремонтные люки и проемы этих помещений закрыты;

вентиляция и освещение помещений ЯППУ введены в действие и разрежение или подпор в герметичных помещениях не ниже допустимых значений.

6.2.7. Объем подготовки и проверок, а также действия обслуживающего персонала определяются инструкциями по обслуживанию систем, механизмов, оборудования и состоянием реактора перед пуском.

6.2.8. Срок действия функциональных проверок устанавливается инструкцией по эксплуатации. По истечении этого срока, если реактор не будет выведен на МКУ, функциональные проверки необходимо

7.090509.5217.КР

Лист

18

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

повторить.

6.2.9. Пуск реактора и ввод в действие ЯППУ разрешаются распоряжением главного инженера-механика после письменного подтверждения начальниками служб и ответственными исполнителями в журнале распоряжений о готовности оборудования и систем к вводу в действие.

6.2.10.        Если ввод в действие реактора и ЯППУ производится после проведения ремонта или модернизации, то ответственные представители организаций, осуществляющие авторский надзор и производившие работы, должны документально подтвердить готовность реактора и ЯППУ к действию.

6.2.11.        Первый физический пуск реактора после перегрузки ядерного топлива судовой персонал должен осуществлять по программе, согласованной с представителем организации, осуществляющей научное руководство, и Госатомнадзором, и утвержденной судовладельцем.

6.2.12 Вывод реактора на МКУ должен производиться под руководством старшего вахтенного механика и контролем главного физика в присутствии главного инженера-механика.

О выходе реактора на МКУ должен быть оповещен весь персонал, обслуживающий ядерную энергетическую установку.

6.2.13.        При пуске реактора должен осуществляться непрерывный контроль:

нейтронной мощности (нейтронного потока);

скорости изменения нейтронной мощности (нейтронного потока) или изменения реактивности;

положения органов управления;

уровня теплоносителя в компенсаторе объема;

температуры и давления теплоносителя и скорости их изменения;

радиационной обстановки.

6.2.14.        Пуск должен быть прекращен и реактор немедленно переведен в подкритическое состояние, если показания приборов указывают на аварийное нарастание или превышение параметров.

6.2.15.        Пуск реактора заканчивается после достижения устойчивого контроля нейтронной мощности по стационарной пусковой аппаратуре. После вывода реактора на МКУ необходимо зарегистрировать положение органов управления и параметры теплоносителя первого контура и выполнить нейтронно-физические измерения по установленной программе.

6.2.16.       При возникновении аварийной ситуации в процессе пуска реактора и проведении нейтронно-физических измерений все

7.090509.5217.КР

Лист

19

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

операции должны быть прекращены, а реактор — переведен в подкритическое состояние.

6.2.17.       В период вывода реактора на МКУ, ввода в действие, работы на мощности и вывода из действия ЯППУ должны постоянно находиться в готовности системы, устройства и оборудование, обеспечивающие безопасную эксплуатацию ЯППУ с необходимым резервом.

6.2.18.       Перед разогревом ЯППУ необходимо убедиться в открытии паровой арматуры и подаче охлаждающей воды на оборудование.

6.2.19.       Вывод реактора на заданный уровень мощности должен осуществляться в соответствии с инструкцией по эксплуатации ЯППУ и ядерной энергетической установки.

6.2.20.       Разогрев ЯППУ может производиться за счет мощности реактора или от постороннего источника.

6.2.21.       Скорость разогрева и подъем давления в первом контуре не должны превышать значений, установленных инструкцией по эксплуатации ЯППУ или специальным распоряжением судовладельца.

6.2.22.       Ввод в действие ЯППУ запрещается в случаях:

нарушения герметичности первого контура;

неисправностей, нарушающих функциональное действие системы контроля, органов управления и системы аварийного расхолаживания активной зоны реактора;

падения разрежения в помещениях ЯППУ ниже допустимого значения;

отклонений качества воды в контурах от норм водного режима.

6.1.23.       В случае превышения действующих норм радиоактивности теплоносителя ввод в действие ЯППУ может быть осуществлен только по специальному разрешению судовладельца.

7.090509.5217.КР

Лист

20

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

7. ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ ЯППУ

7.1. Организация технического обслуживания ЯППУ

7.1.1  Распределение оборудования, систем я технических средств ЯППУ по заведованиям определяется расписанием, составленным на основе должностных инструкций, разработанных судовладельцем в соответствии с Уставом службы на судах Министерства морского флота и Положением о технической эксплуатации морского флота.

Организационные формы технического обслуживания (ТО) устанавливаются судовладельцем на основе действующих в Министерстве морского флота общих нормативных и директивных документов по технической эксплуатации флота и технических средств.

7.1.2  Работы по ТО и ремонту технических средств должны планироваться и выполняться строго в соответствии с планами-графиками ТО. В отдельных обоснованных случаях установленная периодичность работ может изменяться судовладельцем исходя из фактического технического состояния.

В исключительных случаях эксплуатация ЯППУ может быть разрешена судовладельцем с отступлением от выполнения плана-графика ТО при обеспечении безопасности эксплуатации ЯППУ.

7.1.3  Планы-графики технического обслуживания разрабатываются на все технические средства судовым экипажем на основании построечной документации, инструкций по эксплуатации и обслуживанию, Правил технической эксплуатации, требований и норм Регистра и Госатомнадзора, рекомендаций научно-исследовательских и проектно-конструкторских организаций, судовой учетной и отчетной документации, опыта технической эксплуатации и утверждаются судовладельцем.

7.1.4  Установленные планами-графиками периодичность и трудоемкость работ, а также состав необходимых исполнителей подлежат периодической корректировке на базе данных о фактическом техническом состоянии оборудования, конструкций, систем, деталей, узлов и условий их эксплуатации.

7.1.5. Техническое обслуживание и ремонт оборудования в ЗСР должны планироваться и проводиться с обеспечением минимальных доз облучения персонала, выполняющего работы, при соблюдении норм радиационной безопасности и санитарных правил.

7.1.6. Должны быть предусмотрены конструктивные и организационные мероприятия, обеспечивающие безопасное выполне-

7.090509.5217.КР

Лист

21

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата

ние работ по ТО и ремонту и исключающие превышение допустимых норм облучения людей и опасное распространение радиоактивных веществ по судну и в окружающую среду.

7.1.7. К выполнению работ по ТО и ремонту должны допускаться только специально подготовленные лица, сдавшие экзамен по правилам выполнения работ, технике общей и радиационной безопасности, прошедшие предварительную тренировку, если необходимо, на тренажерах и стендах. До начала работ при необходимости должны быть:

разработана технологическая инструкция, определяющая порядок выполнения работ, средства индивидуальной защиты и связи, оценку и контроль индивидуального облучения, а также мероприятия, направленные на снижение доз облучения, и действия при угрозе радиационной аварии на борту судна;

произведена комплектация необходимой технической и рабочей документации, оснастки, инструмента, материалов и заготовок.

7.1.8.   Потенциально опасные (ядерно опасные) работы должны проводиться по специальному техническому решению или плану, утвержденному главным инженером-механиком.

Техническое решение или план должны содержать:

перечень и технологию ведения потенциально опасных работ;

технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности.

7.1.9.   Основное оборудование ЯППУ в процессе эксплуатации должно подвергаться инспекциям.

Виды, периодичность и объем инспекций устанавливаются инструкциями по эксплуатации.

7.1.10. Все оборудование и узлы ЯППУ, работающие под давлением, периодически, в сроки, установленные Правилами Регистра, а также после работ, связанных с разгерметизацией контуров, должны подвергаться гидравлическим испытаниям на прочность и плотность в соответствии с технической документацией.

Число гидравлических испытаний на прочность следует ограничивать.

7.1.11. В сроки, установленные Правилами Регистра, необходимо проверять на газоплотность защитную оболочку ЯППУ в соответствии с технической документацией.

7.090509.5217.КР

Лист

22

Изм.

Лист

№ докум.

Подпись

Дата