Russian Arms Forum

Пожалуйста, войдите или зарегистрируйтесь.

Расширенный поиск  

Новости:

Страницы: [1]   Вниз

Автор Тема: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина  (Прочитано 726 раз)

0 Пользователей и 1 Гость просматривают эту тему.

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина
« : Марта 16, 2017, 08:00:43 pm »

Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.

На начальных этапах работ именовалась «Чернобыльская ГРЭС» (ГРЭС - государственная районная электростанция).

В
ходила в состав ВПО «Союзатомэнерго» Министерства энергетики и электрификации СССР.

Общая авария 26 апреля 1986 г.

Проектная электрическая мощность 6 000 МВт.
Количество энергоблоков 6.
Количество введённых в эксплуатацию энергоблоков 4.
Электрическая мощность одного энергоблока 1 000 МВт.


Главный конструктор реакторной установки (реактора) РБМК-1000: НИКИЭТ, Академик Доллежаль Н.А.
Научный руководитель проекта реакторной установки РБМК-1000: ИАЭ им. И.В.Курчатова, Академик Александров А.П.

Макет Чернобыльской АЭС. Слева направо: 1-й, 2-й энергоблоки (1-я очередь), 3-й и 4-й энергоблоки (2-я очередь):

http://www.globalsecurity.org/wmd/world/russia/rbmk.htm

Состав энергоблока:

   - одна реакторная установка (реактор) типа РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт,
   - два турбогенератора типа ТВВ-500-2 с частотой вращения ротора 3000 об/мин электрической мощностью по 500 МВт с приводом от двух паровых турбин типа К-500-65/3000.

Схема АЭС с реактором РБМК-1000 (СУЗ - система управления и защиты реактора; ГЦН - главный циркуляционный насос):

http://accidont.ru/safe.html

Схема контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000 (показана одна из двух одинаковых петель КМПЦ):

http://n-t.ru/tp/ie/ck.htm

Схема реактора РБМК-1000 в строительном сооружении энергоблока:

http://tnenergy.livejournal.com/56273.html

ЧАЭС строилась тремя пусковыми очередями. Каждая пусковая очередь состояла из двух энергоблоков.


Первая пусковая очередь:
   - энергоблок № 1 с двумя турбогенераторами № 1 и № 2 (ТГ-1, ТГ-2), запущен 14 декабря 1977 г.;
   - энергоблок № 2 с двумя турбогенераторами № 3 и № 4 (ТГ-3, ТГ-4), запущен 10 января 1979 г.

Вторая пусковая очередь:
   - энергоблок № 3 с двумя турбогенераторами № 5 и № 6 (ТГ-5, ТГ-6), запущен 3 декабря 1981 г.;
   - энергоблок № 4 с двумя турбогенераторами № 7 и № 8 (ТГ-7, ТГ-8), запущен 25 декабря 1983 г.

Третья пусковая очередь:
   - энергоблок № 4 с двумя турбогенераторами № 9 и № 10 (ТГ-9, ТГ-10), строительство остановлено в апреле 1986 г.;
   - энергоблок № 5 с двумя турбогенераторами № 11 и № 12 (ТГ-11, ТГ-12), строительство остановлено в апреле 1986 г.

По состоянию на 1 марта 1986 г. электрическая мощность ЧАЭС составляла 4 000 МВт. На ЧАЭС в эксплуатацию были введены 1-я и 2-я очереди: энергоблоки №№ 1, 2, 3, 4. Третья пусковая очередь (энергоблоки №№ 5, 6) находилась в стадии строительства и имели высокую степень готовности.

Каждая очередь ЧАЭС состоит из двух энергоблоков, имеющих общие системы спецводоочистки и вспомогательные сооружения на промышленной площадке, в состав которых входят: хранилище жидких и твердых радиоактивных отходов; открытые распределительные устройства; газовое хозяйство; резервные дизель-генераторные электростанции; гидротехнические и другие сооружения.

Хранилище жидких радиоактивных отходов, построенное в составе второй очереди АЭС, предназначено для приема и временного хранения жидких радиоактивных отходов, образующихся при работе третьего и четвертого блоков, а также приема вод эксплуатационных промывок и возврата их на переработку. Жидкие радиоактивные отходы поступают из главного корпуса по трубопроводам, проложенным на нижнем ярусе эстакады, а твердые радиоактивные отходы подаются в хранилище по верхнему коридору эстакады электрокарами.

Резервная дизельная электростанция (РДЭС) является автономным аварийным источником электроснабжения систем, важных для безопасности каждого блока. На каждой РДЭС третьего и четвертого энергоблоков установлены по три дизель-генератора единичной мощностью 5,5 МВт. Для обеспечения работы РДЭС предусмотрены промежуточный и базовый склады дизельного топлива, насосные перекачки топлива, баки аварийного слива топлива и масла.

Для обеспечения технической водой ответственных потребителей, требующих бесперебойной подачи воды, предусмотрены отдельные насосные станции третьего и четвертого блоков с резервным электроснабжением от дизель-генераторов.


История строительства Чернобыльской АЭС.

Строительство Чернобыльской АЭС (ЧАЭС) было обусловлено стремительным развитием в этом регионе промышленности и гражданского строительства. Угроза нарушения энергетического баланса и, как следствие, возникновения дефицита электроэнергии в Центральном энергетическом районе (самом крупном в Объединенной энергетической системе (ОЭС) Юга) вызвала необходимость в кардинальных решениях на правительственном уровне.В то время, как в СССР, так и во всём мире, был период, который характеризовался бурным развитием ядерной физики, достижения которой использовались как в военных, так и мирных целях, в том числе в развитии атомной энергетики. Атомная энергетика на фоне затруднений с нефтяными поставками, повышениями цен на нефть, загазованностью продуктами выброса ТЭС привлекала своей экономичностью, чистотой, низкой стоимостью электроэнергии. Советская наука того времени шла в ногу с передовыми развитыми странами мира. Предметом гордости страны стала введенная в эксплуатацию в 1954 г. Обнинская атомная электростанция - первая в мире промышленная АЭС мощностью 5 МВт. Лишь в 1956 г. была введена в эксплуатацию первая АЭС в Великобритании, еще через год в США.

Постановлением Совета Министров СССР от 29.09.66 г. был принят план ввода энергетических мощностей на атомных электростанциях в 1966-1977 гг. в размере 11,9 млн. кВт, в том числе на АЭС с реакторами РБМК-1000 - 8 млн. кВт. Данным постановлением было принято предложение Госплана СССР, Минсредмаша СССР и Минэнерго СССР о строительстве Ленинградской атомной станции, - головной в серии станций с реакторами РБМК-1000, - силами Минсредмаша СССР с передачей станции после завершения строительства в эксплуатацию Минэнерго СССР. Этим же постановлением на Минсредмаш СССР было возложено научно-техническое руководство разработками реакторных энергетических установок и выполнение научно-исследовательских и проектно-изыскательских работ; обеспечение заводов-изготовителей рабочими чертежами; ответственность за принятые конструктивные решения; научно-техническое руководство пусками реакторных установок и доведение их параметров до проектных; изготовление и поставка на АЭС топлива и его последующая переработка, а на Минэнерго СССР - проектирование АЭС в целом, строительство и эксплуатация атомных станций.

Выбор пункта строительства Чернобыльской АЭС осуществлялся на основании разработанного Киевским отделением "Теплоэлектропроекта" и Киевским ОКП "Энергосетьпроекта" технико-экономического обоснования "Выбор пункта строительства Центрально-Украинской АЭС", в котором было предложено два пункта строительства: с. Ладыжино Винницкой обл. и с. Копачи Киевской обл. Совет Министров УССР распоряжением от 04.03.66 г. принял решение о размещении в с. Ладыжино ГРЭС на органическом топливе. Минэнерго СССР 15.03.66 г. утвердило размещение Центрально-Украинской АЭС у с. Копачи. Коллегия Госплана УССР согласилась с размещением АЭС около с. Копачи Киевской обл. и дала будущей станции название Чернобыльской. Постановление ЦК КПСС и Совета Министров СССР от 02.02.67 г. подтвердило решение Госплана УССР.

Разработка проектного задания на строительство Чернобыльской АЭС мощностью 2000 МВт была поручена Уральскому отделению института "Теплоэлектропроект". Задание на проектирование утверждено Минэнерго СССР 29 сентября 1967 г.

Проектное задание было разработано в трёх вариантах:
  • с применением реактора РБМК-1000;
  • с применением газового реактора РК-1000;
  • с применением реактора ВВЭР-1000.
Согласно проектному заданию технико-экономические показатели первого варианта были наихудшими, но состояние разработки и готовности поставок оборудования были более удовлетворительными. Совместным решением Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР от 21.09.68 г. проектное задание утверждено с применением газографитового реактора, но затем в связи с большой готовностью оборудования совместным решением этих министерств от 19.06.69 г. переутверждено на АЭС с реактором РБМК-1000. Переработанное проектное задание утверждено Советом Министров СССР 14.12.70 г. В соответствии с приказом Минэнерго СССР от 30.03.70 г. дальнейшее проектирование Чернобыльской АЭС было передано институту "Гидропроект". Разработку проекта реакторного отделения 1-ой очереди ЧАЭС, включая рабочее проектирование, согласно постановлению Совета Министров СССР от 29.06.67 г. выполнил институт ВНИПИЭТ Минсредмаша СССР в качестве подрядчика у генерального проектировщика - института "Гидропроект". Технико-экономическое обоснование расширения Чернобыльской АЭС до 4000 МВт утверждено решением НТС Минэнерго СССР от 30.03.72 г.

Совместное решение Минэнерго СССР и Минсредмаша СССР о проектировании и строительстве Смоленской АЭС и второй очереди Чернобыльской АЭС было принято 04.01.74 г. Согласно этому решению проектирование было поручено вести параллельно двум институтам - "Гидропроекту" и ВНИПИЭТ. Технический проект второй очереди Чернобыльской АЭС разрабатывался институтом "Гидропроект", рассмотрен в Госстрое СССР и Госплане СССР и совместным письмом от 30.09.75 г. направлен в Совет Министров СССР, который и утвердил технический проект своим постановлением № 2638Р от 01.12.75 г.

Технический проект реакторной установки РБМК-1000 разрабатывался для головного блока Ленинградской АЭС в институте НИКИЭТ по заданию Минсредмаша СССР и в октябре 1967 г. утверждён на НТС Минсредмаша СССР. Ни для одного из последующих энергоблоков технический проект РБМК не разрабатывался вновь и не пересматривался.

Источник:
http://www.pseudology.org/razbory/GAN/00.htm

Хронология событий на Чернобыльской АЭС до 26.04.1986.


29.06.1966 г. - Постановлением Совета Министров СССР был утвержден план ввода атомных станций в 1966-1977 гг., согласно которому было запланировано ввести в действие энергетические мощности в размере 11,9 млн. кВт, в том числе с реакторами РБМК (реактор большой мощности канальный) – 8 млн. кВт.
18.01.1967 г. - Коллегией Госплана УССР было рекомендовано место размещения одной из атомных станций с реактором РБМК – с. Копачи Киевской обл.
Октябрь 1967 г. - на НТС Минсредмаша СССР утвержден технический проект реакторной установки РБМК-1000, разработанный НИКИЭТ для головного блока Ленинградской АЭС.
19.06.1969 г. - совместным решением Минэнерго и Минсредмаша СССР утверждено проектное задание на строительство ЧАЭС с применением реактора РБМК-1000.
17.12.1969 г. - приказа министра энергетики и электрификации СССР об организации 01.01.1970 г. дирекции Чернобыльской ГРЭС.
Январь 1970 г. - организована дирекция строящейся Чернобыльской АЭС. Начаты подготовительные работы по строительству (генподрядчик – «Кременчуггэсстрой»).
04.02 1970 г. - начато строительство г. Припяти.
30.03.1970 г. - приказом Минэнерго СССР функции генпроектировщика Чернобыльской АЭС переданы институту «Гидропроект».
Май 1970 г. - приступили к разметке котлована под 1-й энергоблок.
14.12.1970 г. - проектное задание на строительство Чернобыльской АЭС утверждено Советом Министров СССР (после его переработки по рекомендации Госстроя и Госплана СССР).
Май 1971 г. - начата разработка котлована под главный корпус 1-го энергоблока.
Июль 1971 г. - закончено строительство ЛЭП 110 кВт подстанции Чернобыльская.
15.08.1971 г. – (в День строителя) уложен первый кубометр бетона в основание главного корпуса 1-го блока.
16.08.1971 г. - Постановлением ЦК КПСС и Совета Министров СССР № 684-200 запланировано строительство 2-й очереди ЧАЭС (в 1976 - 1981 гг.).
07.12.1971 г. - создана постоянно действующая комиссия по принятию объектов Чернобыльской ГРЭС.
14.04.1972 г. - Постановление ЦК КП Украины и Совета Министров УССР «О ходе строительства Чернобыльской атомной электростанции». В постановлении отмечено, что управление строительства «Кременчуггэсстрой» Министерства энергетики и электрификации СССР медленно разворачивает строительство Чернобыльской
атомной электростанции. План работ не выполняется. Строительно-монтажные работы выполняются на низком инженерном уровне, допускаются большие потери рабочего времени строителей, недостаточно используется строительная техника. Дирекция атомной электростанции несвоевременно и некомплектно выдает на строительство необходимую проектно-сметную документацию. Длительное время не решается вопрос о резервном источнике электроснабжения строительства.
15.08.1972 г. - (в День строителя) в 11 час. был торжественно уложен первый кубометр бетона в основание деаэраторной этажерки главного корпуса 1-й очереди станции, произведена закладка нержавеющей капсулы с письмом к будущим поколениям.
30.01.1973 г. - выход решения Минэнерго СССР «О вводе в действие 1 энергоблока ЧАЭС в 1975 году».
04.01.1974 г. - принято совместное решение Минэнерго и Минсредмаша СССР о проектировании и строительстве 2-й очереди ЧАЭС.
30.04.1975 г. - первый секретарь ЦК КПУ В.В.Щербицкий обратился к Председателю Совета Министров СССР А.М.Косыгину с просьбой решить вопрос об обеспечении строящейся ЧАЭС оборудованием.
16.05.1975 г. - приказом директора ЧАЭС создана комиссия по подготовке и проведению пуска 1-го энергоблока ЧАЭС. Строители, монтажники и эксплуатационный персонал обеспечивали пуск 1-го энергоблока. Была организована круглосуточная работа по критическим позициям графика пуска блока.
23.11.1975 г. - вышел приказ директора об организации непрерывных работ по графитовой кладке 1-го энергоблока ЧАЭС.
Октябрь 1975 г. - на склад свежего топлива стали поступать первые топливные сборки - тепловыделяющие сборки (ТВС).
01.12.1975 г. - технический проект 2-й очереди ЧАЭС утвержден постановлением Совета Министров СССР № 2638Р.
21.12.1975 г. - завершен монтаж графитовой кладки реактора 1-го энергоблока.
15.05.1976 г. - в связи с требованием технического проекта и СЭС установлен регулярный дозиметрический контроль в районах зоны прилегания к АЭС.
Октябрь 1976 г. - начато заполнение пруда-охладителя.
Май 1977 г. – начаты пуско-наладочные работы на 1-м энергоблоке.
08.07.1977 г. - в связи с началом работ по сборке топлива была организованна зона строгого режима (ЗСР).
01.08.1977 г. - в 20 час. 10 мин. была загружена первая ТВС (начат физический пуск реактора 1-го энергоблока).
02.08.1977 г. - в 13 час. 05 мин. было достигнуто критическое состояние.
14.08.1977 г. - в 11 час. 55 мин. была завершена полномасштабная загрузка топлива. Впервые загрузка топлива и основные эксперименты по программе физического пуска были осуществлены на 25 суток ранее предполагаемого срока.
18.09.1977 г. - в 16 час. 17 мин. начат подъем мощности реактора (перевод реактора в энергетический режим) 1-го энергоблока.
26.09.1977 г. - в 20 час. 19 мин. энергетический пуск 1-го энергоблока (включение в сеть ТГ-2).
14.12.1977 г. - подписан акт приемки 1-го энергоблока ЧАЭС в эксплуатацию.
16.11.1978 г. - начало физпуска реактора 2-го энергоблока.
19.12.1978 г. - начало подъема мощности реактора 2-го энергоблока.
21.12.1978 г. - энергетический пуск 2-го энергоблока (включение ТГ-3 в сеть).
1979 г. - начало строительства 4-го энергоблока 2-й очереди (3-й и 4-й энергоблоки) ЧАЭС.1981 г. - начало строительно-монтажных работ на 3-й очереди (5-й и 6-й энергоблоки) ЧАЭС.
03.12.1981 г. - энергетический пуск 3-го энергоблока.
09.09.1982 г. - авария на реакторе 1-го энергоблока (разрыв технологического канала 62-44).
25.11.1983 г. - начало физического пуска реактора 4-го энергоблока (начало загрузки топлива).
21.12.1983 г. - энергетический пуск 4-го энергоблока (включение ТГ-7 в сеть).
02.02.1984 г. - сообщение НИКИЭТ о наличии положительного выбега реактивности при вводе в активную зону реактора стержней СУЗ и мерах по компенсации этого эффекта.
26.04.1986 г. - запроектная ядерная авария на 4-м энергоблоке ЧАЭС, инициированная положительным выбегом реактивности при одновременном вводе в активную зону реактора всех стержней СУЗ из верхнего положения.


1-я очередь ЧАЭС. Энергоблоки № 1 и № 2:


Справа - 1
-я очередь (энергоблоки №№ 1 и 2), слева - строительство 2-й очереди ЧАЭС:


Строительство 2-й очереди с энергоблоками №№ 3, 4, расположенными в общем отделении:


2-я очередь ЧАЭС. Энергоблоки № 3 и № 4. Снимок сделан 16 апреля 1986 г.:


ОРУ (открытые распределительные устройства):


Пруд-охладитель энергоблоков №№ 1, 2, 3, 4:


Монтаж турбогенераторов и паровых турбин в турбинном зале:

Фотографий из личного архива припятчанина Ивана Григорьевича Жолудя.
http://pripyat-city.ru/photo/134-chaes-oru-otkrytye-raspredelitelnye-ustroystva.html
« Последнее редактирование: Марта 28, 2017, 10:36:55 am от Rotor15 »
Записан

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.
« Ответ #1 : Марта 16, 2017, 08:30:38 pm »

Сводный генеральный план Чернобыльской ГРЭС (на промплощадке контурами изображёна строящаяся 1-я очередь и резерв под 2-ю очередь, впоследствии построенную в изменённом варианте с общим реакторным отделением на два энергоблока), 1971 г.:

http://chernobyl.ucoz.es/index/0-24


Авария на энергоблоке № 4 Чернобыльской АЭС им. В.И.Ленина ВПО «Союзатомэнерго» Минэнерго СССР.

Хронология событий до аварии.


24 апреля 1986 г.
Основные параметры энергоблока № 4 в течение суток были стабильными:
7 ч 00 мин – Мощность реактора 3100 МВт, ОЗР = 30,1 ст. РР, Kr = 1,34; Kz = 1,2; Kз.min = 1,20; Wтк(max) = 2,5 МВт; Tc(max) = 594 град.
15 ч 00 мин – Мощность реактора 3100 МВт, ОЗР = 29,0 ст. РР, Kr = 1,33; Kz = 1,17; Kз.min = 1,20; Wтк(max) = 2,49 МВт; Tc(max) = 601 град.
21 ч 45 мин – При замене БРС на шкафу система аварийной сигнализации САС М неожиданно изменились показания сельсинов ЛАР и АР-1,2 на БЩУ-О. Записан дефект (опер.  журнал НС ЦТАИ № 21 ПУ).

22 ч 30 мин - Заблокирован ЛАЗ по зоне № 11из-за бросков показаний УСО ЛАЗ.
23 ч 30 мин – Мощность реактора 3100 МВт, ОЗР = 30,1 ст. РР, Kr = 1,35; Kz = 1,19; Kз.min = 1,19; Wтк(max) = 2,52 МВт; Tc(max) = 603 град.
Отделом ядерной безопасности и контроля надежности реакторных установок (ОЯБиКН) проводились измерения парового эффекта реактивности αBϕB по штатной программе. Результаты измерений были оценены сразу, но протокол измерений оформить до аварии не успели. Оценка величины парового эффекта реактивности, выполненная 24.04.86 г., дала значение αφ= 5,2 βэфф.

25 апреля 1986 г.
Смена НСБ Акимова А.Ф. с 0 ч до 8 ч.
Из распечатки К1К - Мощность реактора 3100 МВт, ОЗР - 30,1 ст. РР, Kr = 1,34; Kz = 1,20; Kз.min = 1,20; Wтк(max) = 2,5 МВт; Tc(max) = 594 град.; расход в КМПЦ = 48 тыс. м3/ч;
Выписки из оперативных журналов НСБ, СИУР, СИУБ и СИУТ:
00 ч 39 мин – 01 ч 05 мин – СЦК «Скала» в полуторном варианте работы для пересчета энерговыработки. Загрузка реактора - 1659 РК, 1 ДП, 1 Н2О.
01 ч 00 мин – Блок на мощности N(т) = 3100 МВт, N(э) = 930 МВт.
01 ч 05 мин – Начало снижения тепловой мощности N(т) энергоблока ступенями по 150 МВт; оперативный запас реактивности (ОЗР) равен 31 ст. РР.

01 ч 40 мин – Отключили 4ПН-4, N(т) = 2760 МВт.
01 ч 50 мин – N(т) = 2500 МВт.
02 ч 00 мин – N(т) = 2350 МВт.
02 ч 10 мин – N(т) = 2240 МВт.

02 ч 20 мин – N(т) = 2200 МВт.
02 ч 55 мин – N(т) = 2100 МВт.
03 ч 00 мин – Продолжено снижение N(т). По заявке НСБ-4 выведена защита МПА–1,2,3 по снижению давления (запись в опер. журнале НС ЦТАИ № 21 ПУ).

03 ч 10 мин – N(т) =1800 МВт.
03 ч 15 мин – Отключили 4ПН-2. N(э) = 520 МВт. ТГ-7 на холостом ходу.
03 ч 40 мин – Закончены испытания ЦТАИ (цех тепловой автоматики и измерений станции) по РДС (резервная дизельная станция).
03 ч 45 мин – N(т) =1600 МВт. Перевод продувки графитовой кладки реактора с азотно-гелиевой смеси на азот.
03 ч 47 мин – Тепловая мощность реактора 1600 МВт.
04 ч 14 мин – Выбиты ЗУ ТГ-7.

04 ч 20 мин – Отключился ВТГ-7 (возбудитель ТГ-7), подхват оборотов с 5 ЩУ.
04 ч 30 мин – По заявке НСБ-4 разобрана эл. схема защиты по разгрузке ТГ-7.
04 ч 48 мин – N(т) реактора равна 1600 МВт.
05 ч 40 мин – Снята статическая характеристика ТГ-7.
06 ч 58 мин – Синхронизация и включение в сеть ТГ-7, перераспределение нагрузки между ТГ-7 и ТГ-8.
07 ч 10 мин – ОЗР = 13,2 ст. РР.
При выполнении расчёта ОЗР по программе «Призма» в работе системы централизованного контроля (СЦК) «Скала» произошёл сбой. ОЗР рассчитан без учета погружения 12-и стержней АР (запас реактивности на которых не бывает меньше 2-х ст. РР) и показан равным 13,2 стержня РР.
07 ч 11 мин – заблокировался канал УСО 2АР-2.
07 ч 20 мин – по заявке НСБ-4 защита по снижению уровня в БС переведена из АЗ-1 в АЗ-5.
07 ч 35 мин – не деблокируется канал УСО 2АР-2, замена УСО результатов не дала. Дефект записан в оперативном журнале НС ЦТАИ.
07 ч 45 мин – N(э) ТГ-8 = 50 МВт.

Смена НСБ Казачкова И.И. с 8 ч до 16 ч.
Выписки из оперативных журналов НСБ, СИУР, СИУБ и СИУТ:
08 ч 00 мин – состояние блока: мощность реактора 1520 МВт, N(э) = 380/50 МВт (ТГ-7/ТГ-8). ОЗР - не менее 16 ст. РР, Kr = 1,46; Kz = 1,18; Kз.min = 1,97; Wтк(max) = 1,32 МВт; Tc(max) = 522 град; расход в КМПЦ = 50 тыс. м3/ч.
08 ч 18 мин – Заблокирована защита АЗ-2.
08 ч 53 мин – Выбиты ЗУ, сняты статические характеристики ТГ-8.

10 ч 10 мин - По заявке СИУБ-4 проверены защиты по давлению масла в верхних подшипниковых узлах ГЦН-13, 24. Замечаний нет.
12 ч 36 мин – Включен в сеть ТГ- 8, начат набор мощности ТГ-8 со снижением мощности ТГ-7.
13 ч 05 мин – Отключен от сети ТГ-7; N(т) =1600 МВт, N(э) ТГ-8 =450 МВт.
13 ч 50 мин – Переход с 4ПН-5 на 4ПН-3.
14 ч 00 мин – САОР отключена от КМПЦ. Заблокированы запуск и включение дизель-генераторов 2ДГ- 4 и 2ДГ-5 на шины собственных нужд.
По указанию диспетчера энергосистемы «Киевэнерго» разгрузка блока приостановлена до прохождения вечернего пика нагрузки.14 ч 06 мин – Включен 4ГЦН-13.
14 ч 12 мин – Остановлен 4ГЦН-12.
14 ч 24 мин – Включен 4ГЦН-24.
14 ч 30 мин – Остановлен 4ГЦН-22.
14 ч 50 мин – Сорван вакуум на ТГ-7 для сушки конденсаторов.
15 ч 10 мин – Переход на ПН-5 (ПН-3 отключен). Мощность реактора N(т) =1500 МВт, ОЗР =16,8 ст. РР, Kr = 1,47; Kz = 1,18; Kз.min = 1,95; Wтк(max) = 1,35 МВт; Tc(max) = 513 град., расход в КМПЦ = 50 тыс. м3/ч.


Смена НСБ Трегуба Ю.Ю. с 16 ч до 0 ч.
Выписки из оперативных журналов НСБ, СИУР, СИУБ, СИУТ, данные из доклада Insag -1 и ДРЕГ:
16 ч 30 мин – Разрешен подъем мощности до 1600 МВт. Начат подъём N(т) до 1600 МВт.
16 ч 50 мин – Мощность реактора 1600 МВт.
18 ч 50 мин – Нагрузка оборудования собственных нужд, не участвующего в испытаниях, переведена на электропитание от рабочего трансформатора СН Т-6.
22 ч 45 мин – Мощность реактора 1600 МВт, Kr = 1,41; Kz = 1,14; Wтк(max) = 1,35 МВт; ОЗР = 26,0 ст. РР, расход в КМПЦ = 50 тыс. м3/ч; Kз.min = 1,88; Tc (max) = 525 град.
22 ч 50 мин – «Скала» в полуторном варианте работы для пересчета энерговыработки. Загрузка реактора - 1659 РК, 1 ДП, 1 Н2О.
23 ч 10 мин – По распоряжению НСБ-4 начато снижение мощности реактора. ОЗР =26 ст. РР.
23 ч 30 мин – Снижение закончено, мощность реактора 1200 МВт.
23 ч 45 мин – Продолжено снижение мощности.
23 ч 45 мин – Неисправен УСО 2АР-2.
23 ч 50 мин – Выбросы в венттрубу 2-й очереди 411 кюри/сутки.
24 ч 00 мин – Снижение закончено, N(т) = 760 МВт, N(э) ТГ- 8 = 200 МВт, ОРЗ = 24 ст. РР.

 
26 апреля 1986 г.
Смена НСБ Акимова А.Ф. с 0 ч до 8 ч.


Источники:
Н.В. Карпан. «Чернобыль. Месть мирного атома». М., 2006. - 566 стр.
http://accidont.ru/memo/Karpan_01.html

По общей ред. Ю.М.Черкашова. «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК», М.: Изд. «ГУП НИКИЭТ», 2006 г.
http://accidont.ru/book.html

Отчёт «Причины и обстоятельства аварии на 4 блоке Чернобыльской АЭС. Меры по повышению безопасности АЭС с реакторами РБМК», Госпроматомнадзор СССР, 1991 г.
http://www.pseudology.org/razbory/GAN/index.htm


А.С.Дятлов. Чернобыль. Как это было.
http://accidont.ru/memo/ChNPP.pdf

Главный корпус 2-й очереди (энергоблоки №№ 3 и 4) ЧАЭС:

Фото города и Чернобыльской АЭС из личного архива припятчанина Петра Степановича Выговского, до аварии работавшего в химическом цехе станции.
http://pripyat-city.ru/photo/91-pripyat-do-avarii-chast-ix.html
« Последнее редактирование: Марта 28, 2017, 09:43:23 am от Rotor15 »
Записан

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.
« Ответ #2 : Марта 16, 2017, 08:44:32 pm »

Пояснения к хронологии событий.

Энергоблок № 4 Чернобыльской АЭС был построен в 1979 -1983 гг. в рамках строительства 2-й очереди ЧАЭС. С 25 ноября по 31 декабря 1983 г. были проведены физические эксперименты и энергетический пуск блока. Проектная мощность достигнута 26 марта 1986 г. и с того времени энергоблок работал по диспетчерскому графику в основном на номинальной мощности. За время эксплуатации (по апрель 1986 г.) энергоблок останавливался 9 раз из-за отказов электрической части и 4 раза для проведения плановых ремонтов.

В соответствии с графиком 25 апреля 1986 г. предусматривалось остановить энергоблок № 4 ЧАЭС тепловой мощностью  3200 МВт (электрической мощностью 1000 МВт) на 40 суток для проведения очередного планово-предупредительного ремонта (ППР). Перед ремонтом в соответствии с Правилами технической эксплуатации электрических станций и сетей (ПТЭ-77) требовалось выполнить работы по проверке состояния турбины и её систем (в частности, производилась проверка на плотность органов парораспределения, их расхаживание, снятие характеристик системы регулирования и т.д.).

Прежде чем выполнять эти работы, Чернобыльская пусконаладочная площадка (ЧПНП) «Смоленскатомэнергоналадка» совместно с турбинным и реакторным цехами ЧАЭС разработали график разгрузки энергоблока № 4. Цель разработки графика состояла в том, чтобы дать возможность нагружать и разгружать турбогенераторы № 7 и № 8 (ТГ-7, ТГ-8) при снятии их мощностных характеристик, не снижая мощность реактора ниже 50%, т. е. планировалось снижение мощности реактора на 50%. В этих условиях предстояло перераспределением мощности нагрузить и разгрузить попеременно ТГ-7, ТГ-8 с целью снятия характеристик, остановить ТГ-7, затем ступенчато разгрузить энергоблок с единственно работающим ТГ-8, снять вибрационные характеристики ТГ-8 и остановить ТГ-8.

Последней работой, проводимой на останавливаемого энергоблоке, должно было стать испытание ТГ-8 в режимах совместного выбега с нагрузкой потребителей собственных нужд (СН) по рабочей рабочей программе, составленной предприятием «Донтехэнерго» Минэнерго СССР, ЧПНП «Смоленскатомэнергоналадка» совместно с эксплуатационным персоналом ЧАЭС и утверждённой главным инженером станции (ГИС) Н.М.Фоминым.  Рабочая программа испытаний не была согласована Минсредмашем (научным руководителем и главным конструктором реактора) и Госатомэнергонадзором.

Цель испытаний ТГ-8 на выбег – экспериментальное подтверждение возможности использования запасённой механической энергии вращения ротора (масса ротора более 60 т, скорость вращения на момент отключения 3000 об/мин) отключенного по пару турбогенератора для выработки электроэнергии и её использования для поддержания производительности электромеханических механизмов СН (главных циркуляционных насосов (ГЦН), питательных электронасосов (ПЭН) и др.) энергоблока в условиях обесточивания внешней электрической сети. Другими словами, суть программы состояла в том, чтобы экспериментально убедиться, что при обесточивании энергоблока и потере электроснабжения СН в первые несколько десятков секунд турбогенератор продолжит подачу электроэнергии для питания механизмов, обеспечивающих теплосъём из активной зоны реактора до момента разворота и включения резервной дизель-электрической станции (РДЭС) энергоблока. При положительном результате эксперимента планировалось ввести эту схему в эксплуатацию как одну из подсистем зашиты энергоблока.

Испытания турбогенератора проводились в соответствии с техническими решениями, выданными генеральным проектировщиком АЭС – институтом «Гидропроект» им. С.Я.Жука Минэнерго СССР. Впервые испытания на выбег были проведены на энергоблоке № 3 ЧАЭС в 1982 г. Эксперимент выявил необходимость доработки штатной системы возбуждения турбогенератора. После доработок испытания были ещё раз проведены в 1984 г. (энергоблок № 3 ЧАЭС) и в 1985 г. (энергоблок № 4 ЧАЭС), но они завершились неудачами: в 1984 г. не прошёл сигнал на включение блока выбега в системе возбуждения турбогенератора, а в 1985 г. во время испытаний не включился осциллограф, регистрирующий процесс выбега, из-за чего не были получены результаты испытаний.

До начала работ связанных с остановкой энергоблока № 4 на средний ремонт реактор работал на стационарном уровне тепловой мощности 3100 МВт при номинальных технологических параметрах и имел оперативный запас реактивности (ОЗР) 30,1 стержней ручного регулирования (ст. РР). Активная зона реактора содержала 1659 тепловыделяющих сборок (ТВС), 1 дополнительный поглотитель (ДП) и 1 незагруженный канал (столб воды). Большая часть активной зоны (75%) составляли тепловыделяющие сбороки (ТВС) первоначальной загрузки реактора с выгоранием (энерговыработкой) 12 – 15 МВт сут./кг.

25 апреля 1986 г. с 00:00 на энергоблок № 4 заступила смена начальника смены блока (НСБ) А.Ф.Акимова. По состоянию на 01:00 энергоблок работал на тепловой мощности 3100 МВт. В работе находились оба турбогенератора энергоблока (ТГ-7, ТГ-8). Электрическая мощность энергоблока составляла 930 МВт.

В 01:06. было начато снижение тепловой мощности реактора ступенями по 150 МВт до 50%. В процессе разгрузки энергоблока № 4 примерно, в 03:00 при тепловой мощности реактора около 2000 МВт ОЗР снизился ниже 26 ст. РР. Технологический регламент (ТР) по эксплуатации блоков №№ 3, 4 ЧАЭС (глава 9) допускал работу энергоблока с ОЗР менее 26 ст. РР с разрешения главного инженера АЭС (ГИС).

В течение 3-х час мощность была снижена до уровня 50% (1600 МВт) и в 03:45 была начата замена газовой среды в реакторном пространстве (с азотно-гелиевой смеси на азот). В эту же ночную смену выполнялись обычно намечаемые на останов энергоблока работы, проверки и испытания по типовым программам.  В частности для снятия характеристик был разгружен ТГ-7, а ТГ-8 нагружен, была снята статическая характеристика ТГ-7, цехом тепловой автоматики и измерений (ЦТАИ) станции были проведены испытания по РДЭС и пр.

После снижения мощности реактора до 50% началось его отравление продуктами деления топлива - ксеноном и, соответственно, уменьшение ОЗР. Наименьший запас ОЗР 13,2 ст. РР зафиксирован в 7:10 на тепловой мощности 1500 МВт. При ОЗР менее 15 ст. РР в соответствии с требованиями главы 9 ТР реактор должен быть заглушен. Персонал не выполнил это требование ТР. В это же время была выявлена недостоверность работы расчётной программы «Призма» из-за неучёта положения стержней регуляторов 1АР, 2АР, 3АР (всего 12 стержней), находящихся в промежуточных положениях по высоте активной зоны реактора. Запись об этом сделана в оперативном журнале СИУР. ТР и другие эксплуатационные документы не предписывали, как должен был поступить персонал в данной (с недостоверным расчетом) и в аналогичных ей (например, при полном отказе программы «Призма» по функции определения ОЗР) ситуациях. Вполне возможно, что частично введённые в реактор стержни регулирования 1АР, 2АР, 3АР перекрывали недостающие 1,8 стержня до требуемого ОЗР = 15 ст. РР. Но это не достоверно. Тем не менее, формально оставив 25 апреля 1986 г. в работе реактор на уровне мощности 1500 МВт с ОЗР менее 15 стержней РР в период, примерно, с 07:00 до 13:30 персонал ЧАЭС, - в том числе и руководящий, - нарушил требования главы 9 ТР, хотя это нарушение и не явилось причиной аварии и не повлияло на её результат. Впоследствии реактор стал разотравляться и в 23:10 26 апреля 1986 г. ОРЗ увеличился и составил 26 ст. РР.

25 апреля 1986 г. в 8:00 на 4-м энергоблоке заступила дневная смена НСБ И.И.Казачкова. К этому часу тепловая мощность реактора составляла 1520 МВт, электрическая мощность ТГ-7 – 380 МВт, ТГ-8 - 50 МВт (ТГ-7 был нагружен, а ТГ-8 был разгружен для снятия характеристик). В 8:53 были снята статическая характеристика ТГ-8, в 12:36 он был включён в сеть и начат набор электрической мощности ТГ-8, с одновременным снижением на ТГ-7. В 13:05 все запланированные работы на ТГ-7 были выполнены и он был остановлен. При этом реактор продолжал работать на 50% тепловой мощности и вся электрическая мощность энергоблока теперь вырабатывалась ТГ-8. В связи с отключением ТГ-7 от сети электропитание собственных нужд (4 ГЦН, 2 ПЭН и др.) было переведено на шины ТГ-8.

По-сути, сводной бригаде испытателей оставалось выполнить две основные работы: снять вибрационные характеристики ТГ-8 при его ступенчатой разгрузке до холостого хода (без нагрузки ТГ) и провести испытания по выбегу ТГ-8 с нагрузкой собственных нужд (при заглушенном реакторе и перекрытой подаче пара на турбину №8.

К 14:00 в соответствии с п. 2.15 рабочей программы испытаний ТГ-8 на выбег от КМПЦ ручными задвижками была отключена САОР. К этому времени почти вся подготовительная часть рабочей программы испытаний была выполнена и оставалось только провести сам эксперимент, но от дежурного диспетчера «Киевэнерго» поступил запрет на дальнейшее снижение мощности энергоблока. Оказалось, что на Южно-Украинской АЭС в Николаевской обл. произошла авария, и в энергосистеме требовалось возместить потерю генерируемой мощности для обеспечения электроэнергией в вечерний максимум потребления. Разгрузка энергоблока была приостановлена на тепловой мощности реактора около 45 - 50%, а дальнейшие испытания были отложены. Сводная бригада испытателей ожидала разрешения на дальнейшее снижение мощности энергоблока.

В 16:00 на энергоблок заступила вечерняя смена НСБ Ю.Ю.Трегуба. В 16:30 был начат подъём тепловой мощности энергоблока с 1500 МВт до требовавшейся уровня 50% (1600 МВт). Разрешение на снижение мощности энергоблока № 4 было получено от диспетчера энергосистемы лишь к концу вечерней смены: в 23:10 было начато снижение мощности энергоблока. В процессе разгрузки ТГ-8 при значениях электрической мощности 500, 400, 300, 200, 100 и 0 МВт специалистами ХТЗ был произведён автоматизированный замер вибрации опор подшипников ТГ-8, и к полуночи с 25 на 26 апреля 1986 г. работы, запланированные турбинным цехом, были практически закончены (оставалось замерить вибрацию турбины №8 на холостом ходу (без нагрузки ТГ)).

К 00:00 снижение мощности энергоблока № 4 было закончено, его тепловая мощность составила 760 МВт, электрическая (ТГ-8) - 200 МВт, ОРЗ - 24 ст. РР. К этому моменту стало ясно, что останов энергоблока переносится на 26 апреля 1986 г., а проведение испытаний на выбег «достанется» ночной смене НСБ А.Ф.Акимова.


1-й энергоблок ЧАЭС, заканчивается сооружение искусственного пруда-охладителя:


Турбинный зал 1-го энергоблока ЧАЭС, турбогенераторы №№ 1, 2, 1977 г.:

Фотографии из личного архива припятчанина Виталия Козлова.
http://pripyat-city.ru/photo/89-stroitelstvo-chaes-chast-v.html
« Последнее редактирование: Марта 28, 2017, 10:48:33 am от Rotor15 »
Записан

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.
« Ответ #3 : Марта 16, 2017, 10:01:30 pm »

1. Описание реакторной установки 4-го энергоблока ЧАЭС.

Основными конструкционными особенностями реакторов РБМК-1000 являются:
- вертикальные каналы с топливом и теплоносителем, допускающие локальную перегрузку топлива при работающем реакторе;
- топливо в виде пучков цилиндрических твэлов из диоксида урана в циркониевых трубах-оболочках;
- графитовый замедлитель между каналами;
- легководный кипящий теплоноситель в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) с прямой подачей пара в турбину.

Реактор РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт (рис. 1) оснащен двумя одинаковыми петлями охлаждении; к каждой петле подключено по 840 параллельных вертикальных каналов с ТВС. Петля охлаждения имеет четыре параллельных главных циркуляционных насоса (ГЦН): три работающих, подающих по 7000 т/ч воды с напором ~ 1,5 МПа, и один резервный.

Система управления и защиты (СУЗ) реактора основана на перемещении 211 твердых стержней-поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного контура. Система обеспечивает: автоматическое поддержание заданного уровня мощности; быстрое снижение мощности стержнями автоматических регуляторов (АР) и ручных регуляторов (РР) по сигналам отказа основного оборудования; аварийное прекращение цепной реакции стержнями аварийной защиты (A3) по импульсам опасных отклонений параметров блока или отказов оборудования; компенсацию изменений реактивности при разогреве и выходе на мощность; регулирование энерговыделения по активной зоне.


Стержни АР состоят из групп: 1АР, 2АР, 3АР (всего 12 стержней).

РБМК оснащены большим количеством независимых регуляторов, которые при срабатывании AЗ вводятся в активную зону со скоростью 0,4 м/с. Небольшая скорость движения регуляторов компенсируется их количеством.


СУЗ включает подсистемы локального автоматического регулирования (ЛАР) и локальной аварийной защиты (ЛАЗ). Обе работают по сигналам внутриреакторных ионизационных камер. ЛАР автоматически стабилизирует основные гармоники радиально-азимутального распределения энерговыделения, а ЛАЗ обеспечивает A3 реактора от превышения заданной мощности ТВС в отдельных его зонах. Для регулирования высотных полей предусмотрены укороченные стержни-поглотители, вводимые в зону снизу (24 шт.).

Кроме СУЗ в РБМК-1000 предусмотрены следующие основные системы контроля и управления:
- физического контроля поля энерговыделения по радиусу (свыше 100 каналов) и по высоте (12 каналов) при помощи датчиков прямой зарядки;
- пускового контроля (реактиметры, пусковые выемные камеры);
- контроля расхода воды по каждому каналу шариковыми расходомерами;
- контроля герметичности оболочек твэлов по короткоживущей активности летучих продуктов деления в пароводяных коммуникациях на выходе из каждого канала; активность детектируется последовательно в каждом канале в соответствующих оптимальных энергетических диапазонах («окнах») фотоумножителей, перемещаемым специальной тележкой от одной коммуникации в другой;
- контроля целостности труб каналов по влажности и температуре газа, омывающего каналы.

Все данные поступают в ЭВM. Информация выдается операторам в виде сигналов отклонений, показаний (по вызову) и данных регистраторов.


Энергоблоки PБMK-1000 работают преимущественно в базовом режиме (при постоянной мощности). Ввиду большой мощности блока полное автоматическое выключение реактора происходит лишь при выходе показателей уровней мощности, давления или воды в сепараторе за допустимые пределы, общем обесточивании, отключении сразу двух турбогенераторов или двух ГЦН, падении расхода питательной воды более чем в 2 раза, разрыве на полное сечение напорного коллектора ГЦН диаметром 900 мм.


Рис. 1. Разрез главного корпуса 2-й очереди поперёк машинного зала, реакторного отделения и помещения вспомогательных систем реакторного отделения (ВСРО). Помещения удаления воздуха на отметке 49,6 м условно не показаны. Перечень основного оборудования главного корпуса 2-й очереди ЧАЭС:


Рис. 2. Разрез главного корпуса вдоль реакторного отделения. Хорошо видны два реактора РБМК-1000 энергоблока № 3 и № 4 (обозначения позиций см. на рис. 1):


2. Основные физические характеристики реактора.

Ядерный энергетический реактор РБМК-1000 является гетерогенным канальным реактором на тепловых нейтронах, в котором в качестве топлива используется слабообогащенный по 235U диоксид урана, в качестве замедлителя — графит и в качестве теплоносителя — кипящая легкая вода.


Основные характеристики реактора РБМК-1000:
Тепловая мощность, МВт ....................................................................................... 3200
Обогащение топлива, % ...........................................................................................2,0
Масса урана в ТВС, кг ............................................................................................. 114,7
Число / диаметр твэлов в ТВС, мм ......................................................................... 18/13,6
Глубина выгорания топлива, МВт-сут/кг .............................................................. 20
Коэффициент неравномерности энерговыделения:
по радиусу
.............................................................1,48
по высоте .............................................................1,40
Предельная расчетная мощность канала, кВт .........................................................3250
Паровой коэффициент реактивности αφ в рабочей точке, %-1 по объему пара .... 2,0 х 10-4
Быстрый мощностной коэффициент реактивности αw в рабочей точке, МВт-1..... – 0,5 х 10-6
Температурный коэффициент топлива αт, С-1 .............................................. –1,2 х 10-4
Температурный коэффициент графита αс, С-1 ..............................................  6 х 10-5
Минимальная эффективность стержней СУЗ, % .......................................... 10,5
Эффективность стержней РР, % .............................................................7,5
Эффект замены (в среднем) выгоревшей ТВС на свежую, % ...................... 0,02

3. Системы обеспечения безопасности (рис. 2).

3.1. Защитные системы безопасности.
Система аварийного охлаждения реактора (САОР) является защитной системой безопасности и предназначена для обеспечения отвода остаточного тепловыделении посредством своевременной подачи требуемого количества воды в каналы реактора при авариях, сопровождающихся нарушениями охлаждения активной зоны. К таким авариям относятся: разрывы трубопроводов КМПЦ большого диаметра, паропроводов и трубопроводов питательной воды.

Система защиты от превышения давления в основном контуре теплоносителя предназначена для обеспечения допустимого значения давления в контуре за счет отвода пара в бассейн-барботер для его конденсации.

Система защиты реакторного пространства предназначена для поддержания давления в нем на уровне не выше допустимого при аварийной ситуации с разрывом одного ТК за счет отвода парогазовой смеси из реакторного пространства в выгородку парогазовых сбросов бассейна-барботера и далее в бассейн-барботер при одновременном гашении цепной реакции средствами A3. САОР и система охлаждения реакторного пространства могут использоваться для введения соответствующих нейтронных поглотителей (соли бора и 3Не).

3.2. Локализующие системы безопасности.
Система локализации аварий (СЛА), реализованная на четвертом блоке ЧАЭС, предназначена для локализации радиоактивных выбросов при авариях с разуплотнением любых трубопроводов контура охлаждения реактора, кроме пароводяных коммуникаций, верхних трактов ТК и той части опускных труб, которая находится в помещении БC и трубопроводов парогазовых сбросов из реакторного пространства.


Основным компонентом СЛА является система герметичных помещений, включающая следующие помещения реакторного отделения:
- прочноплотные боксы, расположенные симметрично относительно оси реактора и рассчитанные на избыточное давление 0,45 МПа;
- помещения раздаточных групповых коллекторов и нижних водяных коммуникаций (эти помещения по условиям прочности элементов конструкции реактора не допускают роста избыточного давления выше 0,08 МПа и рассчитаны на это значение).
Помещения прочноплотных боксов и парораспределительного коридора соединяются с водным объемом барботажно-конденсационного устройства пароотводящими каналами.


Система отсечной и герметизирующей арматуры предназначена для обеспечения герметичности зоны локализации аварий путем отсечения коммуникаций, связывающих герметичные и негерметичные помещения.
Барботажно-конденсационное устройство предназначено для конденсации пара, образующегося в процессе аварии с разуплотнением реакторного контура, при срабатывании главных предохранительных клапанов и при протечках через них в режиме нормальной эксплуатации.

3.3. Обеспечивающие системы безопасности. Электроснабжение АЭС.
Потребители электроэнергии на АЭС в зависимости от требований, предъявляемых к надежности электроснабжения, подразделяются на три группы:
- потребители, не допускающие перерыва питания от долей секунды до нескольких секунд в любых режимах, включая режим полного исчезновения напряжения переменного тока от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, допускающие в тех же режимах перерыв питания от десятков секунд до десятков минут и требующие обязательного питания после срабатывания A3 реактора;
- потребители, не требующие питания в режимах исчезновения напряжения от рабочих и резервных трансформаторов собственных нужд, а в нормальном режиме работы блока допускающие перерыв питания на время перевода с рабочего на резервный трансформатор собственных нужд.

3.4. Управляющие системы безопасности.
Управляющие системы безопасности предназначены для автоматического включения устройств защитных, локализующих и обеспечивающих систем безопасности и контроля за их работой.

3.5. Система радиационного контроля.
Система радиационного контроля АЭС является составной частью (подсистемой) автоматизированной системы управления АЭС и предназначена для сбора, обработки и представления информации о радиационной обстановке в помещениях АЭС и во внешней среде, о состоянии технологических сред и контуров, о дозах облучения персонала в соответствии с действующими нормами и законодательством.

3.6. Пункты управления АЭС.
Управление АЭС осуществляется на двух уровнях: станционном и блочном. Все устройства, обеспечивающие безопасность АЭС, управляются на блочном уровне.


Источник:
«Атомная энергия», т. 61, вып. 5, ноябрь 1986 г. Доклад экспертов для МАГАТЭ «Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и её последствиях, подготовленная для МАГАТЭ».
http://magate-1.narod.ru/1.html
http://accidont.ru/expert.html
« Последнее редактирование: Марта 28, 2017, 09:10:39 am от Rotor15 »
Записан

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.
« Ответ #4 : Марта 16, 2017, 11:14:54 pm »

Воспоминания Р.И.Давлетбаева, заместителя начальника турбинного цеха № 2 (2-й очереди) Чернобыльской АЭС.
(24 - 25 апреля 1986 г.)

Авария на IV энергоблоке меня застала буквально находящимся в помещении блочного шита управления IV энергоблока (БШУ-4). Я изложил события, касающиеся в основном действий оперативного персонала турбинного цеха, руководителем которого я являлся и разделил с работниками своего цеха тяготы по выполнению работ, проделанных за эту ночь, и несчастья в результате переоблучения, полученного в течение нескольких часов работы по ликвидации последствий аварии. Описывая действия тех или иных людей, с которыми пришлось иметь дело, я старался воздерживаться от личных оценок их действий, чтобы избежать субъективности, и ограничился повествованием событий, касающихся аварии в пределах машинного зала и действий персонала турбинного цеха.

24 апреля 1986 г., отработав день и вечер по обычно заведенному распорядку рабочего дня, не отправляясь домой, я остался в ночь с 24 на 25 апреля как технический руководитель турбинного цеха для выполнения работ по проверке состояния турбины и ее систем, выполняемых перед каждым капитальным ремонтом в соответствии с Правилами технической эксплуатации (ПТЭ) (в частности, производилась проверка на плотность органов парораспределения, их расхаживание, снятие характеристик системы регулирования и т. д.) Прежде чем выполнять эти работы, Чернобыльское пусконаладочное предприятие совместно с турбинным и реакторным цехами разработали график разгрузки блока. Цель разработки графика состояла в том, чтобы дать возможность нагружать и разгружать турбогенераторы № 7 и № 8 (ТГ-7,8) при снятии их мощностных характеристик, не снижая мощность реактора ниже 50%, т. е. планировалось снижение мощности реактора на 50%. В этих условиях предстояло перераспределением мощности нагрузить и разгрузить попеременно ТГ-7,8 с целью снятия характеристик, остановить ТГ-7, затем ступенчато разгрузить блок с единственно работающим ТГ-8, снять вибрационные характеристики ТГ-8 и остановить ТГ-8.

Для испытания возможности использования кинетической энергии выбега вращающегося ТГ-8 после прекращения подачи пара на турбину была разработана программа совместно предприятием «Донтехэнерго», электроцехом, реакторным цехом и чернобыльским пусконаладочным предприятием «Смоленскатомэнергоналадка». Суть программы состояла в том, чтобы убедиться, что при обесточивании энергоблока и потере электроснабжения собственных нужд в первые 15-20 сек. генератор продолжит подачу электроэнергии для питания механизмов, обеспечивающих теплосъем из активной зоны реактора до момента разворота и включения автономной дизель-электростанции, и при положительном результате ввести эту схему в эксплуатацию как одну из подсистем зашиты блока. Необходимость выполнения этих работ была продиктована не стремлением руководства Чернобыльской АЭС или других проектных и наладочных организаций Минэнерго проводить эксперименты на действующем энергоблоке, а необходимостью ввести в работу одну из подсистем безопасности АЭС, предусмотренную проектом, как того требовали действующие правила и нормы в ядерной энергетике. Это был не эксперимент, а испытание защиты перед ее вводом. Вводу этой подсистемы защиты до сих пор препятствовало то, что не была закончена наладка и введение в работу блока выбега в системе возбуждения генератора, предназначенного для поддержания возбуждения обмотки ротора генератора в режиме электродинамического торможения под нагрузкой. Эти испытания на Чернобыльской АЭС ранее уже выполнялись, но отказывал блок выбега. Испытания турбогенератора по обеспечению собственных нужд блока в режиме выбега в ночь на 26 апреля 1986 г. закончились успешно, и причины аварии на блоке заключались не в этих испытаниях.

К утру 25 апреля работы по ТГ-7 были закончены, после чего он был отключен от сети. По ТГ-8 оставалось выполнить замеры вибрации в процессе его разгрузки и отключить его от сети. Особенно тщательно предстояло замерить вибрацию подшипника № 12 ТГ-8. Необходимость выполнения этих замеров была вызвана тем, что ленинградский завод «Электросила» при конструировании и изготовлении генераторов для IV блока ЧАЭС реализовал идею совмещения конструкции корпуса подшипника и аварийного бачка для маслоснабжения подшипников генератора при аварийном перерыве подачи масла. После пуска блока выявился серьезный конструкционный недостаток: подшипник работал с повышенной виброскоростью. Несмотря на применение различных известных на ЧАЭС и предприятии «Львовэнергоремонт» мер, уменьшить вибрацию до величин, допускаемых ГОСТ, не удалось. Завод-изготовитель «Электросила», представителей которого неоднократно вызывали на ЧАЭС для устранения недоработок подшипника (брака, если называть вещи своими именами), своих специалистов так и не прислал, конкретные меры заводом тоже не были предложены. Между тем вибрация привела к усталостной трещине сварки маслопровода подшипника, в результате чего появилась пожароопасная течь масла, временно ликвидированная работниками цеха.

Столь подробное описание ситуации с подшипниками генераторов ТГ-7, ТГ-8 привожу для того, чтобы стало понятно, почему ЧАЭС была вынуждена обратиться к специалистам Харьковского турбинного завода (ХТЗ), которые выразили готовность не только провести замер вибрации турбин, но и с помощью самой совершенной вибродиагностической аппаратуры, установленной в передвижной лаборатории на базе автомобиля, провести тщательные замеры вибрационных параметров подшипника генератора ТГ-8. Автомобиль с лабораторией в ночь на 26 апреля находился на торце машинного зала отм. 0,0 в ячейке ТГ-8. Я возлагал большие надежды на специалистов ХТЗ, так как аппаратура лаборатории позволяла диагностику, обработку данных и выдачу рекомендаций по балансировке. Позже, в результате лучевых поражений два сотрудника ХТЗ скончались, третий, Кабанов Александр, переболев острой лучевой болезнью, вернулся работать в конструкторское бюро завода. Вибродиагностическая лаборатория с дорогим уникальным электронным оборудованием в результате воздействия мощного радиоактивного излучения вышла из строя.

Вернемся к утру 25 апреля 1986 г. Дежурный диспетчер Киевэнерго запретил разгрузку и останов ТГ-8 по состоянию энергосистемы, и я днем уехал домой отдохнуть. Не спалось, после полудня я позвонил начальнику смены Валерию Трибуну и, получив сообщение, что разгрузка будет разрешена вечером, вернулся на IV блок к 16 ч. С разрешения диспетчера была продолжена разгрузка блока. В процессе разгрузки ТГ-8 при значениях мощности 500, 400, 300, 200, 100 и 0 МВт проводился автоматизированный замер вибрации, и к полуночи с 25 на 26 апреля работы, запланированные турбинным цехом, были закончены...

Источник:
Воспоминания Р.И.Давлетбаева «Последняя смена». Сборник «Чернобыль. Десять лет спустя. Неизбежность или случайность?», М: Энергоатомиздат, 1995. -ISBN 5-283-03618-9.
http://pripyat.com/people-and-fates/r-i-davletbaev-zam-nachalnika-turbinnogo-tsekha-2-chernobylskoi-aes.html
« Последнее редактирование: Марта 26, 2017, 09:30:20 pm от Rotor15 »
Записан

K4

  • Участник
  • ***
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 235
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина.
« Ответ #5 : Марта 18, 2017, 07:42:14 pm »


К середине мая 1986 года правительством было принято решение определить вокруг ЧАЭС зону, являющуюся опасной для пребывания в ней населения, и сделать ее запретной для свободного доступа. Это также позволяло не допускать вывоза зараженных материальных средств из зоны и пресекать попытки обыкновенного мародерства. Запретная зона получила название «зона отчуждения». Ее еще называли 30-километровой зоной, так как радиус этой зоны в среднем составлял эту цифру. Решение этой задачи предполагалось осуществить путем установки по периметру зоны отчуждения сигнализационных систем, используемых в пограничных войсках, которые имели вид забора из колючей проволоки, натянутой на деревянных опорах, и подключенных к аппаратуре «Скала-1М». Первые предложения о строительстве заградительных инженерно-технических сооружений по периметру 30-километровой зоны ЧАЭС на уровне Политбюро были обсуждены при посещении Н.И. Рыжковым района ЧАЭС 2 мая 1986 года. МО, МВД, МСМ поручалось подготовить совместные предложения о порядке реализации решения руководства страны. В результате проведения ряда совещаний вышеуказанных министерств и ведомств с участием руководителей СТУ Минсредмаша было принято следующее решение:

1. Пограничные войска по приказу первого заместителя начальника Главного управления погранвойск генерал-лейтенанта В.К. Гурьянова выделяют за счет своих резервов и фондов аппаратуру сигнализационной системы «Скала-1М» в необходимом количестве для прикрытия границы зоны отчуждения земель вокруг ЧАЭС, полиэтиленовые изоляторы, колючую проволоку, ворота, антраценовое масло для пропитки опор системы, а также специалистов для оказания помощи в организации работ по строительству сигнализационных систем, техническом руководстве ими и консультаций.
2. Министерство обороны силами полка 25-й Чапаевской дивизии осуществляет расчистку трассы (шириной от 10 до 20 м) и строительство сигнализационных систем.
3. Министерство внутренних дел изготавливает и доставляет в места строительства другие необходимые строительные материалы (опоры для сигнализационных систем, цемент, металлопрокат для устройства заземлений и др.), кабельную продукцию, принимает в эксплуатацию сигнальные системы и осуществляет охрану границы зоны отчуждения.
4. Министерство среднего машиностроения осуществляет проектирование, монтаж, наладку, испытания и сдачу в эксплуатацию сигнализационных систем.

Со стороны Минсредмаша эту работу осуществляло СТУ и подчиненный ей ВНИИФП. Эти предложения легли в основу Постановления ЦК КПСС и СМ СССР от 29 мая 1986 года. МВД, МО, Минсредмашу было поручено в месячный срок обеспечить ограждение участков, опасных по радиоактивному загрязнению, с максимальным использованием инженерно-технических средств охраны. Руководство данными работами от Минсредмаша непосредственно в зоне аварии возглавил начальник СТУ 2-го Главного управления генерал-майор Е.Т. Мишин.
Проведенные предварительные изыскания, а в дальнейшем и детальное проектирование, сразу показали объем и сложность этих работ. Предстояло в условиях лесисто-болотистой местности пробить 200-километровую трассу шириной от 10 до 20 метров, установить 70 000 деревянных опор, натянуть 4 миллиона метров нитей колючей проволоки, провести линии связи и сигнализации, построить десятки мостов и водопропусков, уложить на болотистых участках гати, оборудовать по всему периметру грунтовую дорогу, построить помещения для установки аппаратуры и размещения в них личного состава.
В дальнейшем было также принято решение огородить сигнализационной системой и город Припять. На все строительные, монтажные и наладочные работы давалось 15 дней.

Справка: для того чтобы построить один километр линейной части сигнализационной системы, необходимо:
– отрыть ямы для опор (20х20х90 см) — 333 шт;
– обработать специальным антисептиком и установить опоры — 333 шт;
– набить полотна колючей проволоки (21 нить) — 28 тонн.

В период с 5 по 9 июня, уточнив радиационную обстановку, условия проведения работ и прохождение рубежей охраны, специалисты ВНИИФП Минсредмаша разработали проектную документацию по строительству сигнализационных систем, совместно с офицерами СТУ произвели расчет потребности строительных материалов и оборудования, необходимых для монтажа сигнализационных систем, и передали данные оперативным группам Госснаба СССР, Украины для организации поставок имущества в Чернобыль. При этом по 30-километровой зоне было решено построить 195,6 км сигнализационных систем «Скала-1М» (бескозырьковый вариант) плюс 9,6 км вокруг города Припять. Для выполнения указанных работ Министерство обороны развернуло 25-ю мотострелковую дивизию имени В.И. Чапаева и разместило ее части вокруг зоны отчуждения. Строительство сигнализационных систем должно было начаться одновременно на четырех участках, на каждый из которых заблаговременно выехали офицеры СТУ и специалисты ВНИИФП для оказания помощи командованию частей дивизии в подготовке и руководстве работами. 9 июня специалистами СТУ, ВНИИФП и офицерами погранвойск было проведено показательное занятие для командования частей и подразделений, привлеченных к выполнению работ на рубежах охраны зоны отчуждения: был продемонстрирован практически весь технологический процесс строительства сигнализационной системы (от разбивки трассы до завершения монтажных работ).
Несмотря на все сложности, к 24 июня строительная часть сигнализационного комплекса была завершена. Монтажные и наладочные работы велись специалистами Минсредмаша параллельно буквально с первого дня, и поэтому 29 июня уже начался прогон — техническая проверка комплекса в работе. В процессе прогона осуществлялось обучение личного состава подразделений внутренних воск, и они уже с первого дня работы сигнализационной аппаратуры действовали уверенно по ее сигналам. 30 июня в эксплуатацию было принято 21 комплект аппаратуры, 9 оборудованных караульных помещений, около 400 км кабельных линий. Акт приемки был утвержден, а сама работа получила высокую оценку. С этого момента зона отчуждения была надежно закрыта.
В сооружении ограждения были задействованы 7292 военнослужащих мотострелковой дивизии Советской Армии, 319 военнослужащих ВВ, 750 единиц инженерно-строительной техники.

По материалам книги Козловой Е.А. "Евгений Трофимович Мишин. Идеи, воплощенные в жизнь." (серия "Творцы ядкрного века" ).
« Последнее редактирование: Марта 18, 2017, 07:56:38 pm от K4 »
Записан

Rotor15

  • Общий Модератор
  • Ветеран
  • *****
  • Оффлайн Оффлайн
  • Сообщений: 3129
Re: Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина
« Ответ #6 : Марта 26, 2017, 01:41:33 pm »

« Последнее редактирование: Марта 28, 2017, 10:35:20 am от Rotor15 »
Записан
Страницы: [1]   Вверх